Физико-химические характеристики шлакощелочных цементных компаундов, содержащих растворную часть накопленных высокоактивных отходов

Abstract

Актуальность. В период с 1968 по 1986 гг. в результате применения осадительных технологий при переработке облученного топлива ядерных реакторов накоплено значительное количество высокоактивных отходов. Хранение данного вида отходов в жидком виде в долгосрочной перспективе не обеспечивает должного уровня безопасности. Перевод растворной части накопленных высокоактивных отходов Федерального государственного унитарного предприятия «Производственное объединение «Маяк» в устойчивую цементную форму позволит повысить уровень радиационной безопасности при их дальнейшем долговременном хранении и захоронении. Цель. Определение химической стойкости и физико-механических свойств цементных образцов с различной степенью включения солей. Методы. Длительное выщелачивание в дистиллированной воде, определение предела прочности при сжатии. Результаты и выводы. Проведено цементирование фильтрата после сорбционной очистки и концентрированной растворной части щелочных высокоактивных отходов в сухие смеси на основе доменного шлака с добавкой сорбционных материалов бентонита и вермикулита. Содержание доменного шлака в сухой смеси варьировалось от 87,5 до 96 %, бентонита - от 0 до 10 % и вермикулита - от 0 до 1,5 %. Степень включения компонентов растворной части щелочных высокоактивных отходов в сухие смеси составила 10,9 и 21 %. Выполнены исследования по определению химической устойчивости цементного компаунда. Определены скорость и степень выщелачивания радионуклида 137Cs. Установлено, что скорость выщелачивания 137Cs из цементного компаунда соответствует требованиям безопасности НП-019-15. Получены данные по механической прочности исходных образцов цементных компаундов и образцов после циклов замораживания-оттаивания. Определена механическая прочность цементного компаунда после длительного пребывания в воде. Испытания показали, что сухая смесь, содержащая 89,7 % доменного шлака и 10 % бентонита, позволяет прочно фиксировать радионуклид 137Cs. Полученные компаунды соответствуют требованиям безопасности в части химической устойчивости и механической прочности

Relevance. In the period from 1968 to 1986, as a result of the application of precipitation technologies in processing irradiated nuclear reactor fuel, a significant amount of highly radioactive waste was accumulated. Storing this type of waste in liquid form does not provide an adequate level of safety in the long term. The transfer of the mortar part of the accumulated highly radioactive waste of the Federal State Unitary Enterprise "Mayak Production Association" into a stable cement form will increase the level of radiation safety during their further long-term storage and burial. Aim. To evaluate chemical durability and physical and mechanical properties of cement samples with various degree of salt incorporation. Methods. Continuous leaching in distilled water and evaluation of ultimate compressive strength. Results and conclusions. Filtered material after sorption purification and the concentrated liquid phase of alkaline high-level waste have been cement-solidified into dry mixtures based on blast furnace slag blended with bentonite and vermiculite sorption materials. The content of blast furnace slag in the dry mixture ranged from 87.5 to 96%, bentonite from 0 to 10% and vermiculite from 0 to 1.5%. The degree of inclusion of the components of the solution part of alkaline high-level waste in dry mixtures was 10.9 and 21%. The authors have analyzed chemical durability of cement compound and evaluated the rate and degree of 137Cs leaching. The rate of 137Cs leaching from the cement compound was found to comply with the Safety Requirements NP-019-15. Data on mechanical strength of initial cement compound samples and samples after freeze-thaw cycles were obtained. Mechanical strength of the cement compound after lengthy immersion into water was determined. The tests shown that among the studied dry mixtures, a composition containing 89.7% blast furnace slag and 10% bentonite allows for the solid fixation of 137Cs radionuclide. The resulting compounds meet safety requirements in terms of chemical resistance and mechanical strength