RU2724966C1 - Container for radioactive wastes - Google Patents
Container for radioactive wastes Download PDFInfo
- Publication number
- RU2724966C1 RU2724966C1 RU2020107625A RU2020107625A RU2724966C1 RU 2724966 C1 RU2724966 C1 RU 2724966C1 RU 2020107625 A RU2020107625 A RU 2020107625A RU 2020107625 A RU2020107625 A RU 2020107625A RU 2724966 C1 RU2724966 C1 RU 2724966C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- container
- housing
- shutter
- radioactive waste
- loading
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/02—Details
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к техническим средствам, предназначенным для захоронения радиоактивных отходов (РАО), и может использоваться при консервации открытых поверхностных водоемов-хранилищ жидких РАО с целью локализации и стабилизации подвижных иловых отложений, содержащих высокоактивные РАО.The invention relates to technical means intended for the disposal of radioactive waste (RW), and can be used for the preservation of open surface reservoirs of liquid radioactive waste in order to localize and stabilize mobile sludge deposits containing highly active radioactive waste.
При консервации поверхностных водоемов-хранилищ жидких РАО для создания покрывающих экранов требуется перемещение большого количества материалов, включая материалы, содержащие РАО. Обычно в водоемах-хранилищах имеются участки с повышенным количеством донных отложений, так называемых радиоактивных илов, с повышенным содержанием РАО и, соответственно, с высокой активностью. Для засыпки водоемов-хранилищ с такими участками необходимо создавать искусственные придонные пористые структуры (массивы) с целью стабилизации и локализации РАО.When preserving surface reservoirs of liquid radioactive waste, the creation of cover screens requires the movement of a large number of materials, including materials containing radioactive waste. Usually in storage reservoirs there are areas with a high number of bottom sediments, the so-called radioactive sludge, with a high content of radioactive waste and, accordingly, with high activity. To backfill storage reservoirs with such sites, it is necessary to create artificial bottom porous structures (massifs) in order to stabilize and localize radioactive waste.
В настоящее время пористые придонные структуры создаются посредством использования скальных пород (грунтов) и специальных пустотелых железобетонных блоков. Для этих целей могут использоваться также полые элементы, выполненные из бетона. Пористые придонные структуры позволяют локализовать донные отложения при реализации достаточно простых проектных решений. Данная технология применялась, например, при закрытии акватории промышленного водоема В-9 ПО «Маяк» (озеро Карачай).Currently, porous bottom structures are created through the use of rock (soil) and special hollow reinforced concrete blocks. For these purposes, hollow elements made of concrete may also be used. Porous bottom structures make it possible to localize bottom sediments when implementing fairly simple design decisions. This technology was used, for example, when closing the water area of the V-9 industrial reservoir PO Mayak (Lake Karachay).
Применение чистых (не содержащих РАО) материалов для консервации водоемов-хранилищ РАО, хотя и широко используется на практике, но экономически неэффективно. Применение для указанных целей загрязненных материалов или РАО низкой и средней активности, не оказывающих дополнительного негативного воздействия на внешнюю среду в области размещения пунктов консервации высокоактивных РАО и обладающих потенциалом стабилизирующего воздействия на текучую среду, содержащую консервируемые РАО, ранее детально не исследовалось в связи с отсутствием нормативного регулирования данной технологии.The use of clean (non-radioactive waste) materials for the conservation of radioactive waste storage ponds, although widely used in practice, is economically inefficient. The use for these purposes of contaminated materials or low and medium activity radioactive waste, which does not have an additional negative impact on the environment in the area where highly active radioactive waste is stored and has the potential to stabilize the fluid containing conserved radioactive waste, has not been previously studied in detail due to the lack of regulatory regulation of this technology.
Технологии с использованием РАО низкой и средней активности приобрели актуальность после вступления в силу в 2017 году федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Требования к обеспечению безопасности пунктов размещения особых радиоактивных отходов и пунктов консервации особых радиоактивных отходов» (НП-103-17). Согласно указанным требованиям в пунктах размещения особых РАО (ПРОРАО) допускается размещение РАО, образовавшихся при следующих условиях: эксплуатации или выводе из эксплуатации объектов использования атомной энергии, на котором образовались РАО; эксплуатации ПРОРАО; выполнении работ по реализации проекта перевода ПРОРАО в пункт консервации особых РАО (ПКОРАО); проведении реабилитации площадки размещения ПРОРАО.Technologies using low and medium activity radioactive waste became relevant after the entry into force in 2017 of the federal rules and regulations in the field of atomic energy use “Requirements for ensuring the safety of special radioactive waste disposal sites and special radioactive waste storage facilities” (NP-103-17) . According to the specified requirements, at the points of placement of special RW (PRORAO), it is allowed to place RW formed under the following conditions: operation or decommissioning of nuclear facilities where radioactive waste was generated; operation of PRORAO; the implementation of the project for the transfer of PRORAO to the special RAW conservation point (PKORAO); conducting rehabilitation of the PRORAO site.
Перед захоронением РАО проводят ряд технологических операций кондиционирования РАО, завершающим этапом которых является размещение предварительно обработанных РАО в радиационно-защитные контейнеры, предназначенные для хранения, транспортирования и последующего захоронения РАО. Такие контейнеры выполняются из высокопрочного и долговечного бетона. За счет применения контейнеров, при соблюдении установленных технологических требований, обеспечивается безопасный распад радионуклидов без выхода ионизирующего излучения в окружающую среду в процессе стабильного хранения, а также при возможных аварийных ситуациях.Before RW disposal, a number of RW conditioning operations are carried out, the final stage of which is the placement of pre-treated RW in radiation protective containers intended for storage, transportation and subsequent disposal of RW. Such containers are made of high strength and durable concrete. Due to the use of containers, subject to established technological requirements, the safe decay of radionuclides is ensured without the release of ionizing radiation into the environment during stable storage, as well as in case of possible emergency situations.
В качестве упаковочных контейнеров могут использоваться контейнеры типа НЗК, предназначенные для размещения и безопасного длительного хранения РАО низкой и средней активности (ГОСТ Р 51824-2001. Контейнеры защитные невозвратные для радиоактивных отходов из конструкционных материалов на основе бетона. Общие технические требования). Полезный объем контейнера НЗК составляет 1,5 м3. В полости контейнера могут размещаться цементированные и битумированные твердые РАО или РАО в виде солевого раствора (в бочках). При заполнении контейнера различными твердыми РАО незаполненный (свободный) объем контейнера составляет не менее 30% от полного объема полости контейнера.As packing containers, containers of NZK type can be used, designed for placement and safe long-term storage of RW of low and medium activity (GOST R 51824-2001. Protective non-return containers for radioactive waste from structural materials based on concrete. General technical requirements). The useful volume of the container NZK is 1.5 m 3 . Cemented and bituminous solid radioactive waste or radioactive waste in the form of saline (in barrels) can be placed in the cavity of the container. When filling the container with various solid radwaste, the unfilled (free) volume of the container is at least 30% of the total volume of the container cavity.
В настоящее время известны различные конструкции радиационно-защитных контейнеров, предназначенных для хранения, транспортирования и последующего захоронения РАО. Так, например, в патенте JP 5901363 В2 (дата публикации: 06.04.2016) описана конструкция контейнера, предназначенного для хранения РАО. Железобетонный корпус контейнера выполнен со съемной железобетонной крышкой, расположенной на верхней части корпуса. В крышке выполнено по меньшей мере одно отверстие с перемещаемым в горизонтальном направлении металлическим затвором. С помощью затвора обеспечивается легкий доступ к верхней части корпуса контейнера в процессе загрузки или выгрузки РАО.Currently, various designs of radiation protective containers are known for storage, transportation and subsequent disposal of radioactive waste. So, for example, in patent JP 5901363 B2 (publication date: 04/06/2016) the design of a container intended for storage of radioactive waste is described. The reinforced concrete case of the container is made with a removable reinforced concrete cover located on the upper part of the case. At least one hole is made in the lid with a metal shutter that can be moved horizontally. The shutter provides easy access to the upper part of the container body during the loading or unloading of radioactive waste.
Другой вариант конструкции контейнера для РАО представлен в патенте JP 6057514B2 (дата публикации: 11.01.2017). Контейнер выполнен по меньшей мере с одним затвором, предназначенным для заполнения полости контейнера РАО и его герметизации непосредственно на территории объекта использования атомной энергии, на котором образовались РАО. Затворы устанавливаются на верхней крышке и на боковых стенках корпуса контейнера. С целью усиления радиационной защиты в конструкции съемного затвора используется вставка-заглушка, состоящая из двух частей: пластинчатой и съемной соединительной части. Пластинчатая часть закрепляется на внешней поверхности контейнера. Площадь пластинчатой части превышает площадь съемной соединительной части. Пластинчатая и соединительная части могут быть выполнены из одного и того же материала: легкого или высокопрочного бетона. В других вариантах выполнения устройства указанные части могут выполняться из различных материалов: пластинчатая часть - в виде металлической плиты или из высокопрочного бетона, соединительная часть - из обычного или легкого бетона.Another design option for a container for RW is presented in JP 6057514B2 (publication date: 01/11/2017). The container is made with at least one shutter designed to fill the cavity of the RW container and seal it directly on the territory of the atomic energy use object on which the RW was formed. Valves are mounted on the top cover and on the side walls of the container body. In order to enhance radiation protection, a plug-in plug consisting of two parts is used in the design of the removable shutter: a plate and a removable connecting part. The plate portion is fixed to the outer surface of the container. The area of the plate part exceeds the area of the removable connecting part. The lamellar and connecting parts can be made of the same material: light or high-strength concrete. In other embodiments of the device, these parts can be made of various materials: the plate part is in the form of a metal plate or high-strength concrete, the connecting part is made of ordinary or light concrete.
Более простая конструкция контейнера, включающего в свой состав затворы для загрузки РАО, описана в патенте FR 2801133 В1 (дата публикации: 15.02.2002). Данный контейнер, выбранный в качестве наиболее близкого аналога изобретения, содержит железобетонный корпус с отверстием, выполненным в его верхней части, и коническую вставку (крышку), герметично устанавливаемую в коническом канале отверстия. Затвор образован вставкой и смежной поверхностью канала. Герметизация затвора обеспечивается с помощью связующего вещества, заполняющего пространство между вставкой и поверхностью канала. С помощью затвора осуществляется быстрое заполнение полости контейнера твердыми и жидкими РАО и герметизация загрузочного отверстия. Достигаемый при использовании известного технического решения результат заключается в сокращении времени нахождения оператора вблизи РАО в процессе загрузки контейнера.A simpler design of the container, which includes gates for loading RW, is described in patent FR 2801133 B1 (publication date: 02.15.2002). This container, selected as the closest analogue of the invention, contains a reinforced concrete housing with a hole made in its upper part, and a conical insert (cover), hermetically installed in the conical channel of the hole. The shutter is formed by an insert and an adjacent channel surface. The shutter is sealed with a binder that fills the space between the insert and the channel surface. Using the shutter, the cavity of the container is quickly filled with solid and liquid radioactive waste and the filling opening is sealed. The result achieved using the well-known technical solution is to reduce the time spent by the operator near the radioactive waste in the process of loading the container.
Перечисленные выше технические решения применяются для загрузки твердых и жидких РАО в контейнер через открытое загрузочное отверстие затвора, при этом герметизация (закрытие) затвора осуществляется при непосредственном участии оператора в технологическом процессе. Такие контейнеры практически не применимы в случае необходимости локализации донных отложений в процессе консервации промышленных водоемов-хранилищ РАО. Для реализации указанных процессов требуются технические средства, обеспечивающие автоматическую загрузку в полость контейнера высокоактивных илов, сконцентрированных на дне водоема-хранилища РАО.The technical solutions listed above are used to load solid and liquid radioactive waste into the container through the open loading opening of the shutter, and the shutter is sealed (closed) with the direct participation of the operator in the technological process. Such containers are practically not applicable if it is necessary to localize bottom sediments during the conservation of industrial radioactive waste storage ponds. To implement these processes, technical means are required that automatically load highly activated sludge concentrated in the bottom of the RW storage reservoir into the container cavity.
После загрузки радиоактивных илов в свободный объем контейнера необходимо обеспечить изоляцию загруженных РАО от окружающей среды путем закрытия и герметизации затвора. Данные технологические операции должны производиться автоматически без непосредственного участия оператора. Необходимо также предусмотреть возможность предварительного частичного заполнения полости контейнера РАО средней и низкой активности с целью осуществления процесса погружения контейнера в водоеме-хранилище до достижения уровня донных иловых отложений.After loading the radioactive sludge into the free volume of the container, it is necessary to isolate the loaded RW from the environment by closing and sealing the shutter. These technological operations should be carried out automatically without the direct involvement of the operator. It is also necessary to provide for the possibility of preliminary partial filling of the cavity of the RW container of medium and low activity in order to carry out the process of immersing the container in the storage reservoir until the level of bottom silt sediments is reached.
Изобретение направлено на преодоление указанных выше технических проблем, связанных с обеспечением ряда требований, предъявляемых к конструкции контейнера для РАО. Необходимо обеспечить локализацию радиоактивных илов промышленных водоемов-хранилищ РАО при выполнении ряда технологических операций, включая погружение контейнера на дно водоема-хранилища, заполнение свободного объема контейнера высокоактивными жидкими РАО и изоляцию полости контейнера от окружающей среды.The invention is aimed at overcoming the above technical problems associated with providing a number of requirements for the design of a container for radioactive waste. It is necessary to ensure the localization of radioactive sludge from industrial radioactive waste storage ponds during a number of technological operations, including immersing the container at the bottom of the storage pond, filling the empty volume of the container with highly active liquid radioactive waste, and isolating the container cavity from the environment.
При решении перечисленных задач достигаются следующие технические результаты: повышается эффективность локализации наиболее активной части жидких РАО; повышается безопасность обращения с РАО за счет изоляции от окружающей среды высокоактивных РАО непосредственно в ПКОРАО; повышается безопасность обращения с РАО за счет автоматизации технологического процесса и исключения участия оператора в операциях по загрузке РАО, обладающих наибольшей активностью; повышается эффективность использования объема полости контейнера за счет предварительного заполнения контейнера РАО, обладающими низкой и средней активностью, и их использования в качестве барьеров безопасности вместо «чистых» материалов.When solving these problems, the following technical results are achieved: the efficiency of localization of the most active part of liquid radioactive waste is increased; the safety of radioactive waste management is improved due to the isolation from the environment of high-level radioactive waste directly in PKORAO; the safety of radioactive waste management is increased due to automation of the technological process and the exclusion of operator participation in the radioactive waste loading operations with the highest activity; the efficiency of using the volume of the container cavity increases due to the preliminary filling of the RW container with low and medium activity, and their use as safety barriers instead of "clean" materials.
Указанные технические результаты достигаются при использовании контейнера для РАО, выполненного согласно изобретению. Контейнер содержит изготовленный из бетона корпус со съемной частью и расположенные на стенках корпуса затворы с загрузочными отверстиями.These technical results are achieved using a container for radioactive waste, made according to the invention. The container contains a housing made of concrete with a removable part and closures with loading openings located on the walls of the housing.
Контейнер включает в свой состав по меньшей мере два затвора, один из которых размещен на стенке корпуса со стороны верхней части корпуса, а другой - на боковой стенке корпуса со стороны нижней части корпуса. Каждый затвор содержит втулку с осевым каналом, выполненную из натриевого бентонита. Осевой канал втулки образует загрузочное отверстие затвора. Втулка затвора закрепляется в установочном отверстии, выполненном в стенке корпуса.The container includes at least two closures, one of which is placed on the wall of the housing from the upper part of the housing, and the other on the side wall of the housing from the lower part of the housing. Each valve contains a bushing with an axial channel made of sodium bentonite. The axial channel of the sleeve forms a loading hole of the shutter. The shutter bushing is fixed in the mounting hole made in the wall of the housing.
В зависимости от объема контейнера (размеров контейнера), формы корпуса и конструктивного выполнения контейнера возможны различные варианты выбора количества затворов и их расположения на стенках корпуса. В общем случае наиболее оптимальной формой контейнера является прямоугольный параллелепипед, в частности куб.Depending on the volume of the container (container dimensions), the shape of the housing and the structural design of the container, various options are available for choosing the number of closures and their location on the walls of the housing. In the general case, the most optimal shape of the container is a rectangular box, in particular a cube.
В случае использования контейнера в форме прямоугольного параллелепипеда объемом ~1,5 м3 при диаметре загрузочных отверстий затворов ~50 мм целесообразно использовать от 2 до 8 затворов. Возможны различные варранты выполнения контейнера в зависимости от выбранного количества затворов.In the case of using a container in the form of a rectangular parallelepiped with a volume of ~ 1.5 m 3 with a diameter of the loading openings of the gates of ~ 50 mm, it is advisable to use from 2 to 8 gates. Various warranties of container execution are possible depending on the selected number of closures.
Контейнер может содержать восемь затворов, расположенных на стенках корпуса. В этом случае на каждой боковой стенке корпуса симметрично устанавливаются два затвора: один затвор - со стороны верхней части корпуса, а второй - со стороны нижней части корпуса.The container may contain eight closures located on the walls of the housing. In this case, two shutters are installed symmetrically on each side wall of the casing: one shutter is on the upper part of the casing, and the second is on the lower part of the casing.
Контейнер может содержать пять затворов, расположенных на стенках корпуса. В данном варианте конструкции на каждой боковой стенке корпуса устанавливается один затвор со стороны нижней части корпуса, и один затвор размещается на верхней стенке корпуса, выполненной в виде съемной верней части корпуса.The container may contain five closures located on the walls of the housing. In this embodiment, one shutter is installed on each side wall of the housing from the side of the lower part of the housing, and one shutter is placed on the upper wall of the housing, made in the form of a removable upper part of the housing.
При использовании двух затворов один затвор размещается на боковой стенке корпуса со стороны нижней части корпуса. Второй затвор устанавливается на верхней стенке корпуса, выполненной в виде съемной верней части корпуса.When using two shutters, one shutter is placed on the side wall of the housing from the side of the lower part of the housing. The second shutter is installed on the upper wall of the housing, made in the form of a removable upper part of the housing.
Загрузка в контейнер донных иловых отложений, содержащих высокоактивные РАО, и изоляция РАО от окружающей среды осуществляется без участия оператора. Перед погружением контейнера в водоем-хранилище РАО производится частичное заполнение полости контейнера РАО, обладающими низкой и средней активностью. Загрузка может осуществляться через верхнюю съемную часть корпуса. После предварительной загрузки РАО до достижения отрицательной плавучести контейнера производят закрытие полости контейнера. Для этого на верхней части корпуса герметично устанавливается съемной крышка.Loading into the container of bottom silt sediments containing highly active RW, and isolation of RW from the environment is carried out without operator intervention. Before the container is immersed in the RW storage reservoir, the cavity of the RW container is partially filled with low and medium activity. Download can be done through the upper removable part of the housing. After preloading the radioactive waste until negative container buoyancy is achieved, the container cavity is closed. For this, a removable cover is sealed on the upper part of the housing.
Подготовленный контейнер погружается в водоем-хранилище РАО и при отрицательной плавучести опускается на дно водоема, где и осуществляется заполнение свободного пространства контейнера радиоактивными иловыми отложениями. Заполнение свободного объема полости контейнера происходит через загрузочные отверстия затворов, расположенных на боковых стенках корпуса со стороны его нижней части, при одновременном вытеснении воздуха из полости контейнера через загрузочные отверстия затворов, расположенных со стороны верхней части корпуса. Данное расположение затворов и загрузочных отверстий является существенным для заполнения свободного пространства полости контейнера иловыми отложениями.The prepared container is immersed in the RW storage reservoir and, with negative buoyancy, sinks to the bottom of the reservoir, where the free space of the container is filled with radioactive sludge. The filling of the free volume of the container cavity occurs through the loading holes of the shutters located on the side walls of the housing from the side of its lower part, while air is displaced from the cavity of the container through the loading holes of the valves located on the side of the upper part of the housing. This arrangement of gates and loading openings is essential for filling the empty space of the container cavity with silt deposits.
После заполнения свободного пространства полости контейнера радиоактивными иловыми отложениями из придонной части водоема-хранилища происходит автоматическое закрытие загрузочных отверстий затворов. Реализация данной операции связано с использованием затворов, в которых функцию отсечного клапана выполняет втулка, изготовленная из натриевого бентонита.After filling the free space of the container cavity with radioactive sludge from the bottom of the reservoir, the shutter loading holes are automatically closed. The implementation of this operation involves the use of valves in which the function of the shut-off valve is made by a sleeve made of sodium bentonite.
Бентониты относятся к природным глинистым материалам - гидроалюмосиликатам. Натриевые бентониты отличаются от других видов бентонитов преобладанием ионов натрия. Существенной особенностью натриевых бентонитов является высокая степень набухания (многократное увеличение собственного объема) в процессе гидратации при длительном нахождении в водной среде. Объем натриевого бентонита при гидратации увеличивается не менее чем в 16 раз. Индекс свободного набухания натриевых бентонитов составляет не менее 26 мл/2 г. Bentonites belong to natural clay materials - hydroaluminosilicates. Sodium bentonites differ from other types of bentonites in the predominance of sodium ions. An essential feature of sodium bentonites is a high degree of swelling (multiple increase in intrinsic volume) during hydration during prolonged exposure to the aquatic environment. The volume of sodium bentonite during hydration increases by at least 16 times. The free swelling index of sodium bentonites is at least 26 ml / 2 g.
Принцип работы затворов контейнера основан на свойстве натриевого бентонита многократно увеличиваться в объеме при гидратации. В ограниченном пространстве при свободном набухании бентонита в водной среде образуется плотный гель, полностью перекрывающий загрузочное отверстие затвора и выполняющий функцию герметичной заглушки. Вследствие этого РАО, заполняющие свободное пространство полости контейнера, изолируются от окружающей среды.The principle of operation of the container closures is based on the property of sodium bentonite to increase many times during hydration. In a limited space with free swelling of bentonite in an aqueous medium, a dense gel forms that completely covers the shutter loading hole and acts as a sealed plug. As a result, radioactive waste filling the empty space of the container cavity is isolated from the environment.
При использовании затворов с втулками, выполненными из натриевого бентонита, погруженный в водоем контейнер заполняется через открытые загрузочные отверстия радиоактивным придонным илом, в котором сосредоточена основанная активность РАО. После набухания бентонитовых втулок в процессе гидратации, который протекает в течение 24 часов, происходит закрытие затвора за счет перекрытия загрузочного отверстия разбухшим натриевым бентонитом. Плотно закрытые затворы обеспечивают надежную изоляцию РАО в полости контейнера от окружающей среды. Вследствие этого осуществляется эффективная локализация наиболее активной части РАО, находящихся в водоеме-хранилище. Для реализации данного процесса необходимо рассчитать объем предварительно загружаемых в контейнер РАО низкой и средней активности, обеспечивающих отрицательную плавучесть контейнера, и объем свободного пространства контейнера, который может быть заполнен жидкими РАО с повышенной активностью.When using gates with bushings made of sodium bentonite, a container immersed in a pond is filled through open loading openings with radioactive bottom sludge, in which the main activity of the radioactive waste is concentrated. After swelling of the bentonite bushings during the hydration process, which proceeds for 24 hours, the shutter closes due to the overlapping of the feed opening with swollen sodium bentonite. Tightly closed gates provide reliable isolation of radioactive waste in the container cavity from the environment. As a result of this, effective localization of the most active part of the radioactive waste located in the storage reservoir is carried out. To implement this process, it is necessary to calculate the volume of low and medium activity radioactive waste preloaded into the container, ensuring negative buoyancy of the container, and the amount of free space of the container that can be filled with liquid radioactive waste with increased activity.
С помощью бентонитовых затворов обеспечивается автоматическая загрузка контейнера наиболее активной частью РАО и надежная изоляция РАО от окружающей среды. Технологический процесс локализации РАО из иловых отложений протекает без участия оператора, при этом в составе контейнера могут использоваться «грязные» материалы, в том числе твердые РАО низкой и средней активности, применяемые в качестве балласта при погружении контейнера в водоем-хранилище. Перечисленные технические преимущества позволяют повысить безопасность обращения с РАО и эффективность локализации РАО.Using bentonite valves, the container is automatically loaded by the most active part of the radioactive waste and reliable isolation of the radioactive waste from the environment. The technological process of localization of radioactive waste from silt sediments proceeds without operator intervention, while the container can use “dirty” materials, including solid radioactive waste of low and medium activity, used as ballast when the container is immersed in a storage reservoir. The listed technical advantages make it possible to increase the safety of radioactive waste management and the efficiency of localization of radioactive waste.
Для повышения эффективности использования свободного объема полости контейнера целесообразно использовать в составе затворов изолирующие мембраны, выполненные из водорастворимого материала. Такие мембраны герметично устанавливаются на стенке корпуса в области размещения затвора, обеспечивая изоляцию загрузочного отверстия. С помощью мембран осуществляется изоляция от водной среды поверхности бентонитовых втулок в процессе погружения контейнера. Применение мембран позволяет также изолировать внутреннюю полость контейнера до погружения на дно водоема-хранилища РАО.To increase the efficiency of using the free volume of the container cavity, it is advisable to use insulating membranes made of water-soluble material as part of the gates. Such membranes are hermetically mounted on the wall of the housing in the area of the shutter, providing isolation of the loading hole. Using membranes, the surface of bentonite bushings is insulated from the aqueous medium during immersion of the container. The use of membranes also makes it possible to isolate the internal cavity of the container before immersion at the bottom of the RW storage reservoir.
В качестве водорастворимого материала мембраны может использоваться желатин или водорастворимые полимерные композиции, описанные, например, в патентах US 3598428 и US 4380602. В рассматриваемом варианте конструкции контейнера используются изолирующие мембраны, выполненные в форме диска.As the water-soluble membrane material, gelatin or water-soluble polymer compositions can be used, as described, for example, in US Pat. Nos. 3,598,428 and US 4,380,602. In the present embodiment of the container, disc-shaped insulating membranes are used.
Полное растворение изолирующих мембран происходит в течение нескольких часов с момента контакта с окружающей водной средой. При использовании мембран загрузочные отверстия затворов открываются после погружения контейнера на дно водоема-хранилища и, соответственно, при контакте с придонными иловыми отложениями.Complete dissolution of the insulating membranes occurs within a few hours from the moment of contact with the surrounding aqueous medium. When using membranes, the loading openings of the gates open after the container is immersed at the bottom of the storage reservoir and, accordingly, in contact with bottom sediment.
После растворения мембран начинается гидратация натриевого бентонита, из которого выполнены втулки. Использование мембран позволяет синхронизировать процесс автоматической загрузки радиоактивных илов с погружением контейнера в придонную область водоема-хранилища. В этом случае сокращается забор жидкости в контейнер из приповерхностного слоя водоема.After dissolution of the membranes, hydration of sodium bentonite begins, from which the sleeves are made. The use of membranes allows you to synchronize the process of automatic loading of radioactive sludge with the immersion of the container in the bottom region of the reservoir. In this case, the intake of liquid into the container from the surface layer of the reservoir is reduced.
Далее изобретение поясняется описанием конкретных примеров выполнения контейнера для РАО. Представленные примеры осуществления изобретения относятся к предпочтительным вариантам конструкции контейнера при использовании затворов с изолирующими мембранами, выполненными из водорастворимого материала.The invention is further illustrated by the description of specific examples of the implementation of the container for radioactive waste. Presented embodiments of the invention relate to preferred embodiments of the container when using closures with insulating membranes made of water-soluble material.
На прилагаемых поясняющих чертежах изображено следующее:The accompanying explanatory drawings show the following:
на фиг. 1 - схематичный разрез контейнера, содержащего восемь затворов, перед погружением в водоем-хранилище РАО;in FIG. 1 is a schematic sectional view of a container containing eight gates before being immersed in the RW storage reservoir;
на фиг. 2 - схематичный разрез контейнера, содержащего восемь затворов, после закрытия затворов;in FIG. 2 is a schematic sectional view of a container containing eight closures after closing the closures;
на фиг. 3 - схематичный разрез контейнера, содержащего пять затворов, перед погружением в водоем-хранилище РАО;in FIG. 3 is a schematic sectional view of a container containing five gates before being immersed in the RW storage reservoir;
на фиг. 4 - схематичный разрез контейнера, содержащего пять затворов, после закрытия затворов;in FIG. 4 is a schematic sectional view of a container containing five closures after closing the closures;
на фиг. 5 - схематичный разрез затвора в исходном состоянии перед погружением контейнера.in FIG. 5 is a schematic cross-sectional view of the shutter in the initial state before immersion of the container.
В качестве первого примера осуществления изобретения рассматривается контейнер для РАО, содержащий восемь затворов, установленных на боковых стенках корпуса (фиг. 1 и 2 чертежей). Корпус 1 контейнера выполнен из бетона со стальным каркасом в форме куба (частный случай прямоугольного параллелепипеда). Объем бетонного контейнера составляет 1,5 м3, размер ребра корпуса - 1,15 м, толщина стенок корпуса - 100 мм. Корпус 1 выполнен со съемной верхней частью в виде съемной плоской крышки 2 квадратной формы.As a first embodiment of the invention, a container for radioactive waste is considered, comprising eight closures mounted on the side walls of the housing (Fig. 1 and 2 of the drawings). The
Полость корпуса 1 перед погружением контейнера заполняется упаковками 3 с различными видами РАО, в том числе твердыми РАО, обладающими низкой и средней активностью. На боковых стенках корпуса 1 установлены восемь затворов. На каждой боковой стенке корпуса 1 симметрично установлены два затвора: один затвор размещен со стороны верхней части корпуса 1, выполненной в виде съемной плоской крышки 2, а второй затвор - со стороны нижней части (основания) корпуса 1.The cavity of the
Каждый затвор содержит втулку 4, изготовленную из натриевого бентонита. В качестве натриевого бентонита используются, в частности, натриевые бентонитовые глины Даш-Салахинского или Курцовского природных месторождений. Бентонитовые глины Даш-Салахинского природного месторождения имеют следующий средний химический состав (%): SiO2 - 58,6; Аl2O3 - 13,4; Fe2O3 - 4,7; FeO - 0,2; TiO2 - 0,39; CaO - 2,05; MgO - 2,3; P2O3 - 0,11; SO3 - 0,3; K2O - 0,4; Na2O - 2,3 (Bentonite: [сайт]. URL: https: //bentonit.ru/production/mines/).Each valve comprises a
Бентонитовые глины Курцовского природного месторождения имеют следующий средний химический состав (%): SiO2 - 48,6; Аl2O3 - 14,66; Fe2O3 - 3,19; TiO2 - 0,15; CaO - 4,22; MgO - 4,33; CO2 - 2,79; SO3 - 0,3; K2O - 0,38; Na2O - 0,92 (Натриевые формы отечественных бентонитов и их физико-химические свойства / Д.П. Сало [и др.] // Труды ХФИ. Харьков, 1962. №2. С. 14; Электронный архив Национального фармацевтического университета: [сайт]. URL: https://dspace.nuph.edu.ua/handle/123456789/2853).Bentonite clays of the Kurtzovsky natural deposit have the following average chemical composition (%): SiO 2 - 48.6; Al 2 O 3 - 14.66; Fe 2 O 3 - 3.19; TiO 2 0.15; CaO - 4.22; MgO - 4.33; CO 2 2.79; SO 3 - 0.3; K 2 O - 0.38; Na 2 O - 0.92 (Sodium forms of domestic bentonites and their physicochemical properties / DP Salo [et al.] // Proceedings of the KhFI. Kharkov, 1962. No. 2. P. 14; Electronic archive of the National University of Pharmacy : [site]. URL: https://dspace.nuph.edu.ua/handle/123456789/2853).
Втулки 4 могут быть изготовлены путем измельчения натриевых бентонитовых глин, предварительной сушки сырья и последующего прессования измельченного сухого сырья. Втулки 4 могут быть также изготовлены методом формования из натриевой бентонитовой глины с последующей сушкой изделия при температуре от 100°С до 170°С.The
Внутренние цилиндрические каналы втулок 4 образуют загрузочные отверстия 5. Через отверстия 5 осуществляется заполнение свободного пространства полости контейнера иловыми радиоактивными отложениями при погружении контейнера на дно водоема-хранилища РАО.The inner cylindrical channels of the
Поверхность втулки 4 и загрузочное отверстие 5 каждого затвора изолированы от окружающей среды мембраной 6, выполненной из водорастворимого материала. Мембрана 6 имеет форму диска. В рассматриваемом примере мембраны 6 выполнены из желатина. Мембраны 6 герметично устанавливаются на стенках корпуса 1 в области размещения затворов.The surface of the
После погружения контейнера в водоем-хранилище РАО, растворения мембраны 6 и завершения процесса гидратации бентонита, из которого выполнена втулка 4, в загрузочном отверстии 5 каждого затвора образуется плотная заглушка 7 из разбухшего гелеобразного бентонита, которая герметично перекрывает загрузочное отверстие 5 (фиг. 2 чертежей).After immersing the container in the RAW storage reservoir, dissolving the
В качестве второго примера осуществления изобретения рассматривается контейнер для РАО, содержащий пять затворов (фиг. 3 и 4 чертежей). На каждой боковой стенке корпуса установлен один затвор со стороны нижней части (основания) корпуса, и один затвор размещен со стороны верхней части корпуса. Корпус 8 контейнера в рассматриваемом примере выполняется из бетона (железобетонная конструкция) в форме куба. Размеры корпуса 8 соответствуют размерам корпуса контейнера, выполненного согласно первому примеру осуществления изобретения (фиг. 1 и 2 чертежей).As a second example embodiment of the invention, a container for radioactive waste containing five gates (Fig. 3 and 4 of the drawings) is considered. On each side wall of the casing one shutter is installed on the side of the lower part (base) of the casing, and one shutter is placed on the side of the upper part of the casing. The
Корпус 8 выполнен со съемной верхней частью в виде плоской крышки 9 квадратной формы. Полость корпуса 8 перед погружением контейнера заполняется упаковками 10 с РАО, в том числе твердыми РАО, обладающими низкой и средней активностью.The
Верхний затвор установлен в центре съемной плоской крышки 9. Четыре нижних затвора симметрично установлены на боковых стенках корпуса 8: по одному затвору на каждой стенке у нижней части (основания) корпуса. Каждый затвор содержит втулку 11, выполненную из натриевого бентонита, состав аналогичен первому примеру осуществления изобретения.The upper shutter is installed in the center of the removable
Внутренние цилиндрические каналы втулок И образуют загрузочные отверстия 12, через которые осуществляется заполнение свободного пространства полости контейнера высокоактивными иловыми отложениями после погружения контейнера на дно водоема-хранилища. Поверхность втулки 11 и загрузочное отверстие 12 каждого затвора изолированы от окружающей среды мембраной 13, выполненной из водорастворимого материала. В рассматриваемом примере выполнения контейнера мембраны 13 выполняются из желатина и имеют форму диска. Мембраны 13 герметично устанавливаются на стенке корпуса 8 в области размещения затворов.The inner cylindrical channels of the sleeves And form loading holes 12, through which the free space of the container cavity is filled with highly active sludge deposits after the container is immersed at the bottom of the storage reservoir. The surface of the
После погружения контейнера, растворения мембраны 13 и завершения процесса гидратации натриевого бентонита в каждом загрузочном отверстии 12 образуется заглушка 14 из разбухшего гелеобразного бентонита, которая герметично перекрывает загрузочное отверстие (фиг. 4 чертежей).After immersion of the container, dissolution of the
В качестве третьего примера осуществления изобретения рассматривается простейший вариант выполнения контейнера с двумя затворами (на чертежах не показан). В отличие от второго примера осуществления изобретения со стороны нижней части (основания) корпуса устанавливается только один затвор. Нижний затвор размещается на одной из боковых стенок корпуса. Верхний затвор устанавливается на съемной верхней части корпуса аналогично второму примеру осуществления изобретения (фиг. 3 и 4 чертежей). Все остальные элементы конструкции контейнера для рассматриваемого варианта соответствуют по форме, размерам, комплектации и используемым материалам контейнеру, выполненному согласно второму примеру осуществления изобретения.As a third embodiment of the invention, the simplest embodiment of a container with two closures (not shown) is considered. In contrast to the second embodiment of the invention, only one shutter is installed from the side of the lower part (base) of the housing. The lower shutter is placed on one of the side walls of the housing. The upper shutter is mounted on a removable upper part of the housing similarly to the second embodiment of the invention (Fig. 3 and 4 of the drawings). All other structural elements of the container for the considered option correspond in shape, size, configuration and materials used to the container made in accordance with the second embodiment of the invention.
Для описанных выше примеров выполнения контейнера используется узел крепления затворов на стенке корпуса, изображенный на фиг. 5 чертежей. В стенке 15 корпуса контейнера выполняется установочное отверстие диаметром 100 мм с фиксирующим выступом 16 для крепления цилиндрической втулки 17 из натриевого бетонита. Установочное отверстие в стенке корпуса образуется сверлением либо формируется при заливке бетоном формы корпуса контейнера.For the container examples described above, the closure fastening assembly on the housing wall shown in FIG. 5 drawings. In the
Диаметр цилиндрического канала бентонитовой втулки 17 для рассматриваемых примеров составляет 60 мм. Канал втулки образует загрузочное отверстие 18, через которое осуществляется заполнение свободного объема полости контейнера радиоактивными иловыми отложениями. После фиксации втулки 17 в установочном отверстии закрепляется мембрана 19, выполненная из водорастворимого материала, в частности из желатина. Диаметр мембраны 19, имеющей форму диска, составляет 180 мм, толщина мембраны - 20 мм. Размеры мембраны выбираются из условия обеспечения ее прочности при перепаде давления порядка 50 кПа.The diameter of the cylindrical channel of the
Перед установкой мембраны 19 на поверхность стенки 15 в области контакта мембраны с корпусом контейнера наносится слой герметизирующего состава 20. Фиксация мембраны 19 со стороны внешней поверхности стенки 15 осуществляется с помощью быстросхватывающегося цементного раствора 21, наносимого на поверхность стенки 15 и мембраны 19 в области контакта торцевой части мембраны с поверхностью стенки. С помощью мембраны 19 обеспечивается изоляция загрузочных отверстий и втулок затворов от окружающей водной среды во время погружения контейнера на дно водоема-хранилища РАО.Before installing the
Для фиксации мембраны 19 в установочном отверстии стенки 15 и герметизации стыка между мембраной и стенкой корпуса могут использоваться и другие герметизирующие составы, например полиуретановые композиции, образующие монтажную пену.For sealing the
Возможно выполнение затворов в виде отдельных узлов с прочным корпусом осесимметричной формы (на чертеже не показан). В корпусе затвора закрепляется втулка из натриевого бентонита и водорастворимая мембрана, расположенная на торцевой части корпуса. Мембрана в узле крепления изолирует втулку и загрузочное отверстие от окружающей среды. Предварительно собранный затвор закрепляется в установочном отверстии стенки корпуса с помощью крепежных элементов, например анкерных болтов, и герметизируется уплотняющими прокладками.It is possible to design gates in the form of separate units with a robust housing of an axisymmetric shape (not shown in the drawing). A sleeve of sodium bentonite and a water-soluble membrane located on the end of the housing are fixed in the shutter housing. The membrane in the mounting unit isolates the sleeve and the feed opening from the environment. The pre-assembled shutter is fixed in the mounting hole of the housing wall using fasteners, such as anchor bolts, and sealed with gaskets.
Захоронение и локализация РАО с помощью контейнера, выполненного согласно первому примеру (фиг. 1 и 2 чертежей), осуществляется следующим образом.The disposal and localization of radioactive waste using a container made according to the first example (Fig. 1 and 2 of the drawings) is carried out as follows.
Внутренняя полость корпуса 1 контейнера при открытой съемной крышке 2 загружается упаковками 3 с РАО и твердыми РАО, обладающими низкой и средней активностью. Загрузка производится до достижения средней плотности контейнера, обеспечивающей отрицательную плавучесть контейнера в водной среде водоема-хранилища. После загрузки РАО на корпус 1 устанавливается и герметизируется съемная крышка 2. Расчетный свободный объем полости корпуса контейнера при данных условиях составляет от 30% до 40% от объема полости.The internal cavity of the
В исходном состоянии перед погружением контейнера втулки 4, загрузочные отверстия 5 и внутренняя полость корпуса 1 изолированы от окружающей среды с помощью мембран 6, герметично установленных на стенках корпуса 1. После герметизации съемной крышки 2 контейнер транспортируется к водоему-хранилищу РАО. С помощью крана контейнер опускают в поверхностный слой водоема. Для данной операции используются стандартные крепежные узлы, расположенные на верхней части корпуса 1 (на чертеже не показаны). При контакте внешней поверхности мембран 6 с водной средой происходит растворение мембран в процессе погружения контейнера на дно водоема. Погружение контейнера происходит за счет его отрицательной плавучести.In the initial state, before immersion of the container of the
Пройдя через водный слой водоема, контейнер погружается в слой ила, в котором сосредоточена основная часть высокоактивных РАО. Длительность растворения мембран зависит от их толщины и выбранного материала. Для рассматриваемого примера реализации изобретения мембраны 6 растворяются в течение 12 часов.Having passed through the water layer of the reservoir, the container is immersed in the sludge layer, in which the bulk of highly active radioactive waste is concentrated. The duration of dissolution of the membranes depends on their thickness and the selected material. For this example implementation of the invention, the
После растворения изолирующих мембран 6 загрузочные отверстия 5 открываются, и водная среда начинает контактировать с поверхностью бентонитовых втулок 4. Свободный объем контейнера заполняется радиоактивными иловыми отложениями, находящимися в придонной области водоема-хранилища, через открытые загрузочные отверстия нижних затворов, расположенных со стороны нижней части корпуса. Заполнение свободного объема контейнера происходит при одновременном вытеснении воздуха из свободного объема полости через загрузочные отверстия верхних затворов, расположенных со стороны верхней части корпуса.After dissolving the insulating
Заполнение полости контейнера жидкими РАО сопровождается процессом гидратации натриевого бентонита, из которого выполнены втулки 4, при контакте втулок с водной средой. Вследствие этого происходит разбухание бентонита, что приводит к многократному увеличению объема втулок 4. В результате загрузочные отверстия 5 полностью перекрываются с образованием заглушек 7 из разбухшего гелеобразного бентонита. Процесс закрытия затворов продолжается в течение 24 часов. Время закрытия затворов зависит от конкретного химического состава используемых натриевых бентонитовых глин и размеров втулок.Filling the cavity of the container with liquid radioactive waste is accompanied by a process of hydration of sodium bentonite, from which the
После закрытия всех затворов высокоактивные иловые отложения, заполняющие свободный объем корпуса контейнера вместе с предварительно загруженными РАО, обладающим низкой и средней активностью, надежно изолируются от окружающей среды. При использовании системы контейнеров, погруженных в водоем-хранилище, в придонном илистом слое создается пористая структура, обеспечивающая локализацию и стабилизацию оставшихся на дне водоема радиоактивных илов, которые находятся вне контейнеров. Пористая структура, образованная системой погруженных контейнеров используется для последующей консервации водоема-хранилища РАО методом засыпки с созданием покрывающих экранов.After closing all the gates, highly active sludge deposits filling the free volume of the container body together with the pre-loaded RAW, which has low and medium activity, are reliably isolated from the environment. When using a system of containers immersed in a storage reservoir, a porous structure is created in the bottom mud layer, which ensures the localization and stabilization of the remaining radioactive sludge remaining at the bottom of the reservoir, which are located outside the containers. The porous structure formed by the system of immersed containers is used for subsequent preservation of the RW storage pond by filling with the creation of covering screens.
Следует отметить, что процесс заполнения свободного объема контейнеров и локализации высокоактивных РАО осуществляется автоматически без участия операторов. Временные характеристики открытия и закрытия затворов рассчитываются заранее путем подбора размеров втулок 4 и мембран 5, а также посредством выбора конкретного химического состава материалов, из которых выполняются втулки и мембраны.It should be noted that the process of filling the free volume of containers and the localization of highly active radioactive waste is carried out automatically without the participation of operators. The temporary characteristics of the opening and closing of the valves are calculated in advance by selecting the sizes of the
Захоронение и локализация РАО с помощью контейнера, выполненного согласно второму примеру осуществления изобретения (фиг. 3 и 4 чертежей), осуществляется аналогичным образом. Отличие заключается в использовании одного верхнего затвора, установленного на съемной плоской крышке 9. Через верхний затвор производится вытеснение воздуха из свободного пространства полости контейнера при заполнении полости высокоактивными иловыми отложениями через нижние затворы, расположенные на боковых стенках корпуса.The disposal and localization of radioactive waste using a container made in accordance with the second embodiment of the invention (Figs. 3 and 4 of the drawings) is carried out in a similar manner. The difference lies in the use of one upper shutter mounted on a removable
Захоронение и локализация РАО с помощью контейнера, выполненного согласно третьему примеру, осуществляется аналогично второму примеру осуществления изобретения. Единственное отличие заключается в использовании одного нижнего затвора для заполнения полости контейнера высокоактивными иловыми отложениями.The disposal and localization of radioactive waste using a container made in accordance with the third example is carried out similarly to the second embodiment of the invention. The only difference is the use of one lower shutter to fill the container cavity with highly active sludge.
За счет использования в контейнере автоматически закрывающихся затворов обеспечивается эффективная локализация и изоляция высокоактивных РАО в полости контейнера. Кроме того, появляется возможность применения «грязных» материалов, обладающих низкой и средней активностью, которые размещаются в полости контейнера и служат для обеспечения отрицательной плавучести контейнера и одновременно используются в качестве барьеров безопасности для высокоактивных РАО, заполняющих свободное пространство полости контейнера.Due to the use of automatically closing gates in the container, efficient localization and isolation of highly active radioactive waste in the container cavity is ensured. In addition, it becomes possible to use "dirty" materials with low and medium activity, which are placed in the container cavity and serve to ensure negative buoyancy of the container and are simultaneously used as safety barriers for highly active radioactive waste filling the free space of the container cavity.
Приведенные выше примеры осуществления изобретения основывается на выборе конкретной комплектации и размеров контейнера, а также на определенном химическом составе втулок затворов, выполненных из натриевого бентонита (бентонитовых глин), однако это не исключает возможности достижения технических результатов в других частных случаях реализации изобретения в том виде, как оно охарактеризовано в независимом пункте формулы.The above examples of the invention are based on the choice of a specific configuration and size of the container, as well as on the specific chemical composition of the valve bushings made of sodium bentonite (bentonite clay), but this does not exclude the possibility of achieving technical results in other particular cases of the invention in the form as described in the independent claim.
Контейнер может использоваться с затворами, в состав которых не входят мембраны, выполненные из водорастворимого материала, и узлы их крепления. В этом случае свободный объем полости контейнера начнет заполняться водным раствором РАО через открытые загрузочные отверстия затворов сразу же после погружения контейнера в водоем-хранилище РАО. При достижении придонных иловых отложений, содержащих высокоактивные РАО, более плотные иловые отложения будут заполнять свободное пространство полости контейнера и вытеснять менее плотный водный раствор через загрузочные отверстия верхних затворов контейнера. В целом процесс заполнения свободного пространства полости контейнера РАО и закрытия загрузочных отверстия затворов происходит аналогично описанным выше примерам после растворения изолирующих мембран, выполненных из водорстворимого материала.The container can be used with closures, which do not include membranes made of water-soluble material, and their attachment points. In this case, the free volume of the container cavity will begin to be filled with the RAW aqueous solution through the open loading openings of the gates immediately after the container has been immersed in the RAW storage reservoir. Upon reaching bottom sedimentary sludge containing highly active RW, denser sludge deposits will fill the free space of the container cavity and displace the less dense aqueous solution through the loading openings of the container's top gates. In general, the process of filling the free space of the cavity of the RW container and closing the loading openings of the gates occurs similarly to the examples described above after dissolving the insulating membranes made of water-soluble material.
В зависимости от предъявляемых технических требований выбираются размеры и материал контейнера, в том числе толщина стенок корпуса и объем полости, а также количество и расположение затворов, размеры и материалы элементов конструкции затворов. В качестве материала мембран могут применяться различные водорастворимые полимерные композиции, описанные, например, в патентах US 3598428 и US 4380602.Depending on the technical requirements, the dimensions and material of the container are selected, including the wall thickness of the body and the volume of the cavity, as well as the number and location of the closures, sizes and materials of the structural elements of the closures. As the material of the membranes, various water-soluble polymer compositions can be used, as described, for example, in US Pat. Nos. 3,598,428 and US 4,380,602.
Внутренняя полость корпуса контейнера перед его погружением может заполняться не только упаковками с различными видами РАО, обладающими низкой и средней активностью, но и твердыми РАО без упаковки. В этом случае в полость корпуса контейнера при открытой съемной крышке засыпаются навалом твердые РАО, обладающие низкой и средней активностью. Засыпка твердых РАО производится до достижения расчетного свободного объема полости, заполняемого придонными иловыми отложениями.The internal cavity of the container body before its immersion can be filled not only with packages with different types of radioactive waste having low and medium activity, but also solid radioactive waste without packaging. In this case, solid RW having low and medium activity is poured in bulk into the cavity of the container body with the removable lid open. The solid RW is filled up until the calculated free volume of the cavity is filled with bottom sediment.
Размеры и начальный объем бентонитовых втулок выбирается в зависимости от расчетного времени заполнения свободной полости контейнера иловыми отложениями. В качестве материала втулок могут использоваться натриевые бентониты, обладающие свойством многократного увеличения собственного объема при гидратации, на основе натриевых бентонитовых глин различных природных месторождений. В качестве материала корпуса контейнера могут применяться различные виды бетона, в том числе тяжелые, легкие и высокопрочные бетоны.The dimensions and initial volume of bentonite bushings are selected depending on the estimated time of filling the free cavity of the container with silt deposits. As the material of the bushings, sodium bentonites can be used, which have the property of repeatedly increasing their own volume during hydration, based on sodium bentonite clays of various natural deposits. Various types of concrete can be used as the material of the container body, including heavy, light and high-strength concrete.
Изобретение может найти применение при консервации промышленных водоемов-хранилищ РАО для обеспечения эффективной изоляции РАО и создания пористых структур на придонных участках. Контейнеры могут использоваться при консервации приповерхностных водоемов-хранилищ РАО, когда необходимо закрытие акватории водоема, а также при засыпке водоемов с повышенным количеством донных отложений для создания массивов (структур) с максимально возможной пористостью.The invention can find application in the preservation of industrial reservoirs of radioactive waste to ensure effective isolation of radioactive waste and the creation of porous structures in the bottom areas. Containers can be used for the conservation of near-surface radioactive waste storage ponds, when it is necessary to close the water area of a reservoir, as well as when backfilling reservoirs with an increased amount of bottom sediments to create arrays (structures) with the maximum possible porosity.
Следует отметить, что на территории Российской Федерации в настоящее время находится семнадцать промышленных водоемов-хранилищ и бассейнов с РАО. По двум водоемам уже начаты работы по удалению РАО, по семи - проведено или начато закрытие акватории. Планируется закрытие акватории остальных восьми водоемов-хранилищ РАО.It should be noted that on the territory of the Russian Federation there are currently seventeen industrial reservoirs and storage pools with radioactive waste. In two reservoirs, work has already begun on the removal of radioactive waste, and in seven, closure of the water area has been completed or begun. It is planned to close the water area of the remaining eight reservoirs of radioactive waste.
Claims (7)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2020107625A RU2724966C1 (en) | 2020-02-20 | 2020-02-20 | Container for radioactive wastes |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2020107625A RU2724966C1 (en) | 2020-02-20 | 2020-02-20 | Container for radioactive wastes |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2724966C1 true RU2724966C1 (en) | 2020-06-29 |
Family
ID=71509814
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2020107625A RU2724966C1 (en) | 2020-02-20 | 2020-02-20 | Container for radioactive wastes |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2724966C1 (en) |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE68918816T2 (en) * | 1988-12-12 | 1995-05-04 | Cogema | Storage barrel for radioactive waste. |
| RU2056653C1 (en) * | 1994-04-08 | 1996-03-20 | Сергей Валентинович Бражников | Reinforced-concrete container for burying solid radioactive waste |
| RU2064695C1 (en) * | 1986-12-18 | 1996-07-27 | Всероссийский проектный и научно-исследовательский институт комплексной энергетической технологии | Container for radioactive waste |
| FR2801133A1 (en) * | 1999-11-15 | 2001-05-18 | Sogefibre | Radioactive or toxic waste container has plug or lid with truncated conical section sealed with binding agent |
| RU71467U1 (en) * | 2007-11-09 | 2008-03-10 | Общество с ограниченной ответственностью "Инженерный центр ядерных контейнеров" (ООО "ИЦЯК) | PROTECTIVE CONTAINER FOR TRANSPORTATION AND STORAGE OF SOLID RADIOACTIVE WASTE |
-
2020
- 2020-02-20 RU RU2020107625A patent/RU2724966C1/en active
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2064695C1 (en) * | 1986-12-18 | 1996-07-27 | Всероссийский проектный и научно-исследовательский институт комплексной энергетической технологии | Container for radioactive waste |
| DE68918816T2 (en) * | 1988-12-12 | 1995-05-04 | Cogema | Storage barrel for radioactive waste. |
| RU2056653C1 (en) * | 1994-04-08 | 1996-03-20 | Сергей Валентинович Бражников | Reinforced-concrete container for burying solid radioactive waste |
| FR2801133A1 (en) * | 1999-11-15 | 2001-05-18 | Sogefibre | Radioactive or toxic waste container has plug or lid with truncated conical section sealed with binding agent |
| RU71467U1 (en) * | 2007-11-09 | 2008-03-10 | Общество с ограниченной ответственностью "Инженерный центр ядерных контейнеров" (ООО "ИЦЯК) | PROTECTIVE CONTAINER FOR TRANSPORTATION AND STORAGE OF SOLID RADIOACTIVE WASTE |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| C1. * |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CA1259805A (en) | Underground waste barrier structure | |
| KR100198834B1 (en) | Nuclear waste containing modules and the method for the same | |
| US9117556B2 (en) | Method for waste burial and container for waste storage | |
| JPS6363880B2 (en) | ||
| KR100783583B1 (en) | Apparatus for nuclear waste disposal, methodd for manufacturing and installing the same | |
| EP0127612A1 (en) | Procedure for permanently storing radioactive material. | |
| CA1290947C (en) | Waste disposal system | |
| RU2724966C1 (en) | Container for radioactive wastes | |
| JPS63305977A (en) | Method of housing waste having danger of environmental contamination into cavity of underground | |
| JP2014228470A (en) | Purification wall of radionuclide-containing water, and preventing method of soil contamination | |
| RU2580819C1 (en) | Method of decommissioning uranium-graphite nuclear reactor | |
| JP4051885B2 (en) | Radioactive waste disposal facility | |
| FR3001829A1 (en) | Method for storing radiferous waste in geological layer to extract e.g. uranium, involves gradually saturating water to limit water movement to maintain waste in anoxic condition to avoid oxidation of waste and migration of radio elements | |
| GB2145650A (en) | Device and method for storing radioactive wastes | |
| JPH0631882B2 (en) | Waste treatment facility | |
| JP7506003B2 (en) | Drill hole backfilling device and drill hole backfilling method | |
| RU2212070C2 (en) | Method for temporary closing-down of submerged compartments of nuclear power installations for long-time storage | |
| RU2153720C1 (en) | Method for isolating solid radioactive wastes from environment | |
| GB2128801A (en) | Disposal of hazardous and toxic waste material | |
| JP2019035726A (en) | Deep sea bottom buried container of water containing radioactive materials | |
| JPS63194789A (en) | Pit for storing waste refuse | |
| US7525112B2 (en) | Method and apparatus for permanent and safe disposal of radioactive waste | |
| RU2625169C1 (en) | Method of dumping of technological mine for radioactive wastes at decommissioning of uranium graphite reactor | |
| JP2000131496A (en) | Storage method and facility of activated concrete | |
| JPH03150500A (en) | Formation disposal for radioactive waste |