PL214685B1 - Sposób zabezpieczania odpadów radioaktywnych i obiektów o różnym przeznaczeniu przed promieniowaniem γ - Google Patents
Sposób zabezpieczania odpadów radioaktywnych i obiektów o różnym przeznaczeniu przed promieniowaniem γInfo
- Publication number
- PL214685B1 PL214685B1 PL382489A PL38248907A PL214685B1 PL 214685 B1 PL214685 B1 PL 214685B1 PL 382489 A PL382489 A PL 382489A PL 38248907 A PL38248907 A PL 38248907A PL 214685 B1 PL214685 B1 PL 214685B1
- Authority
- PL
- Poland
- Prior art keywords
- activated
- cement
- granulate
- added
- radiation
- Prior art date
Links
- 230000005855 radiation Effects 0.000 title claims description 30
- 230000004224 protection Effects 0.000 title claims description 15
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 title claims description 8
- 239000004568 cement Substances 0.000 claims description 42
- 239000008187 granular material Substances 0.000 claims description 34
- 239000002699 waste material Substances 0.000 claims description 25
- 239000002002 slurry Substances 0.000 claims description 21
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 20
- 239000004567 concrete Substances 0.000 claims description 17
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 9
- 239000004570 mortar (masonry) Substances 0.000 claims description 7
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- RYGMFSIKBFXOCR-UHFFFAOYSA-N Copper Chemical compound [Cu] RYGMFSIKBFXOCR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 5
- 229910052802 copper Inorganic materials 0.000 claims description 5
- 239000010949 copper Substances 0.000 claims description 5
- 230000008569 process Effects 0.000 claims description 5
- 239000002893 slag Substances 0.000 claims description 5
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 239000000843 powder Substances 0.000 claims description 3
- 229910000323 aluminium silicate Inorganic materials 0.000 claims description 2
- ZFXVRMSLJDYJCH-UHFFFAOYSA-N calcium magnesium Chemical compound [Mg].[Ca] ZFXVRMSLJDYJCH-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910052840 fayalite Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 238000013467 fragmentation Methods 0.000 claims description 2
- 238000006062 fragmentation reaction Methods 0.000 claims description 2
- 239000000391 magnesium silicate Substances 0.000 claims description 2
- 229910052609 olivine Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 239000010450 olivine Substances 0.000 claims description 2
- BPQQTUXANYXVAA-UHFFFAOYSA-N Orthosilicate Chemical compound [O-][Si]([O-])([O-])[O-] BPQQTUXANYXVAA-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 claims 1
- 239000003223 protective agent Substances 0.000 claims 1
- 239000000654 additive Substances 0.000 description 14
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 description 14
- 230000000996 additive effect Effects 0.000 description 11
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 11
- 239000010881 fly ash Substances 0.000 description 8
- VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N Silicium dioxide Chemical compound O=[Si]=O VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 7
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 6
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 5
- 101100450131 Schizosaccharomyces pombe (strain 972 / ATCC 24843) hal4 gene Proteins 0.000 description 4
- 231100000987 absorbed dose Toxicity 0.000 description 4
- 238000000354 decomposition reaction Methods 0.000 description 4
- 230000001066 destructive effect Effects 0.000 description 4
- 239000011435 rock Substances 0.000 description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 101100190149 Candida albicans (strain SC5314 / ATCC MYA-2876) PGA30 gene Proteins 0.000 description 3
- 230000009471 action Effects 0.000 description 3
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 3
- 239000000499 gel Substances 0.000 description 3
- 230000005865 ionizing radiation Effects 0.000 description 3
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 3
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 3
- 239000011398 Portland cement Substances 0.000 description 2
- 230000002378 acidificating effect Effects 0.000 description 2
- 238000001994 activation Methods 0.000 description 2
- 239000005388 borosilicate glass Substances 0.000 description 2
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 description 2
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 2
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 2
- 239000013078 crystal Substances 0.000 description 2
- 238000002425 crystallisation Methods 0.000 description 2
- 230000008025 crystallization Effects 0.000 description 2
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 2
- 239000006185 dispersion Substances 0.000 description 2
- 239000011521 glass Substances 0.000 description 2
- 238000005469 granulation Methods 0.000 description 2
- 230000003179 granulation Effects 0.000 description 2
- 239000011440 grout Substances 0.000 description 2
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 2
- 150000002500 ions Chemical class 0.000 description 2
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 2
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 2
- 238000003608 radiolysis reaction Methods 0.000 description 2
- 235000008733 Citrus aurantifolia Nutrition 0.000 description 1
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000003723 Smelting Methods 0.000 description 1
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 235000011941 Tilia x europaea Nutrition 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 230000001133 acceleration Effects 0.000 description 1
- 230000004913 activation Effects 0.000 description 1
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 229910052792 caesium Inorganic materials 0.000 description 1
- TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N caesium atom Chemical compound [Cs] TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 description 1
- 238000001311 chemical methods and process Methods 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 239000002131 composite material Substances 0.000 description 1
- 239000012141 concentrate Substances 0.000 description 1
- 239000004020 conductor Substances 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 1
- KZHJGOXRZJKJNY-UHFFFAOYSA-N dioxosilane;oxo(oxoalumanyloxy)alumane Chemical compound O=[Si]=O.O=[Si]=O.O=[Al]O[Al]=O.O=[Al]O[Al]=O.O=[Al]O[Al]=O KZHJGOXRZJKJNY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000002349 favourable effect Effects 0.000 description 1
- 239000010440 gypsum Substances 0.000 description 1
- 229910052602 gypsum Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000004677 hydrates Chemical class 0.000 description 1
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 1
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 125000002887 hydroxy group Chemical group [H]O* 0.000 description 1
- 239000004615 ingredient Substances 0.000 description 1
- 230000000977 initiatory effect Effects 0.000 description 1
- 229910052500 inorganic mineral Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000002506 iron compounds Chemical class 0.000 description 1
- 238000002386 leaching Methods 0.000 description 1
- 239000004571 lime Substances 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 239000011707 mineral Substances 0.000 description 1
- 238000002156 mixing Methods 0.000 description 1
- 229910052863 mullite Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 1
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 1
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 1
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 1
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 1
- 230000035699 permeability Effects 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000011148 porous material Substances 0.000 description 1
- 239000010453 quartz Substances 0.000 description 1
- 238000004055 radioactive waste management Methods 0.000 description 1
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 1
- 239000004065 semiconductor Substances 0.000 description 1
- 238000005549 size reduction Methods 0.000 description 1
- 239000010802 sludge Substances 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 238000007711 solidification Methods 0.000 description 1
- 230000008023 solidification Effects 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
- 239000004575 stone Substances 0.000 description 1
- 229910052712 strontium Inorganic materials 0.000 description 1
- CIOAGBVUUVVLOB-UHFFFAOYSA-N strontium atom Chemical compound [Sr] CIOAGBVUUVVLOB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000006467 substitution reaction Methods 0.000 description 1
- 230000008961 swelling Effects 0.000 description 1
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 1
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 1
- 230000009466 transformation Effects 0.000 description 1
- 238000000844 transformation Methods 0.000 description 1
Landscapes
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Description
Przedmiotem wynalazku jest sposób zabezpieczania odpadów radioaktywnych i obiektów o różnym przeznaczeniu przed promieniowaniem γ.
Jak wynika z publikacji - Nowakowski B., Wpływ promieniowania jonizującego na twardnienie i wytrzymałość zaczynów cementowych. X konferencja naukowa. Krynica 1964: -.Kurdowski W., Zagadnienia stosowania cementu w technologii składowania odpadów radioaktywnych., Cement, wapno, gips nr 6/1992; - Wojciechowski Z., Hajewska A., Badania mikrostrukturalne betonów z zastosowaniem skaningowego mikroskopu elektronowego. Postępy elektrotechnologii . IV sesja Konferencji Materiały przewodzące i półprzewodniki. Szklarska Poręba 14-16 września 1994; - .Kozlow J.D., Radiacjonno-chemiczeskaja tiechologia w proiznadstwie stroitielnych materialow i izdielii. Moskvaa. Energoatomizdat 1989. s 102: - Skłodowska A., Gostkowski B., Promieniowanie jonizujące a człowiek i środowisko. Wydawnictwo naukowe SCHOLAR, Biuro handlowe POLON, Warszawa 1994; oraz artykułów wydrukowanych w Role of Concrete in Nuclear Facilities, Proceding of the International Conference held at the University of Dundee, Scotland, UK, on 7 July 2005, Published by Thomas Telford Publishing: - Proshin A.P., Kordov F.V., Bormotov A. N. Figovsky O.L., The Extra Heavy Concrete for Protection from Radiation, s. 69-76, - Mar A.J., Jones W., Dournrey Ilw Shaft: Integrity of the Stub Tunnel Plug, s.91-102; -Sviderskyy V., Glukhovskyy I., Glukhovskyy V., Dashkova T., Radwaste Treatment Technologies, s 151-158; - Milestone N.B., Cemented Wasteforms for Disposal of Nuclerar Wastes., s. 159-169; - Janotka I., Bagel L., Bound Water Content, Permeability and Residual Compressive Strength of Concrete at High Temperatures, s. 51 - 58; - Zasady gospodarki odpadami promieniotwórczymi zależą od aktywności odpadów i zawartości w nich długo życiowych radionuklidów. Podstawową zasadą w przypadku odpadów krótko życiowych jest możliwie szybkie skierowanie ich na stałe składowisko, bez składowania przejściowego. Składowanie przejściowe nie daje w przypadku tych odpadów istotnych korzyści. Dla wypalonego paliwa reaktorowego i innych długo-życiowych radionuklidów wskazane jest przejściowe składowanie w okresie 30 - 40 lat. W tym czasie aktywność i wydzielanie ciepła powinny zmniejszyć się około 10 razy, co jest korzystne dla ostatecznego składowania.
Odpady reaktorowe stałe i ciekłe, po procesie zestalania, umieszcza się zwykle w beczkach stalowych lub pojemnikach betonowych i kieruje do magazynów naziemnych do dołów zagłębionych w grunt. W niektórych krajach odpady te są składowane w opuszczonych kopalniach lub w specjalnie skonstruowanych składowiskach podziemnych. Cement jest więc materiałem odgrywającym ważną rolę w procesie składowania odpadów radioaktywnych. Nie tylko służy on do wyrobu pojemników i osłon na składowiskach, lecz przede wszystkim spełnia rolę materiału matrycowego, pozwalającego na równomierne rozproszenie, nieomal atomowe, składników radioaktywnych. W celu osiągnięcia takiego rozproszenia należy starannie dobierać właściwości matrycy do właściwości odpadów.
Doprowadziło to do opracowania specjalnych materiałów ceramicznych, głównie szkieł borokrzemianowych. Właściwości matrycy cementowej ustępują tym ostatnim, jednak technologia ich stosowania jest znacznie tańsza.
W Stanach Zjednoczonych Ameryki stosowana jest technika wstrzykiwania do szczelin w skałach łupkowych zaczynów, powstałych ze zmieszania szlamów radioaktywnych z cementem portlandzkim, hutniczym, popiołem lotnym, pyłem krzemionkowym ewentualnie z dodatkiem glin fajansowych i opóźniaczy wiązania cementu. Zmierzone doświadczalnie szybkości wymywania cezu, strontu, plutonu i kiuru były takie same jak w przypadku stosowania jako matrycy szkieł boro-krzemianowych.
Cement jest również powszechnie stosowany do uszczelniania odwiertów, szybów i tuneli we wszystkich składowiskach odpadów, rozmieszczonych w masywach skalnych.
Jest on głównie stosowany do immobilizacji odpadów o średniej i małej aktywności, zwłaszcza do przeróbki odpadów mokrych. Następuje wtedy „uwięzienie” fizyczne różnych składników z odpadów w strukturze powstałego zaczynu cementowego, głównie w koloidalnej fazie C-S-H. W przypadku dużej aktywności odpadów może dojść do radiolizy zaczynu, polegającej na rozkładzie cząsteczek wody lub grup OH w hydratach z wydzieleniem wodoru. Czas składowania odpadów powinien być bardzo długi i liczony jest w setkach, a nawet w tysiącach lat, w ciągu których zabezpieczenie musi wykazywać dostateczną trwałość, a wymywalność składników radioaktywnych musi utrzymywać się na niskim poziomie.
Równocześnie zabezpieczenia betonowe są narażone na działanie wody i zawartych w niej substancji chemicznie agresywnych.
PL 214 685 B1
Może zaistnieć także konieczność nagłego zabezpieczenia źródeł promieniowania w przypadkach różnych awarii. Wówczas będziemy mieli do czynienia z większymi dawkami promieniowania, z wyższą temperaturą i wyciekami cieczy o silniejszej agresywności niż ma to miejsce w przypadku odpadów.
Skład fazowy i struktura matrycy cementowej a szczególnie jej porowatość ma poważny wpływ na szybkość procesów destrukcyjnych w betonie narażonym na działanie promieniowania.
Badano wpływ promieniowania na twardnienie zapraw i zaczynów z cementu portlandzkiego. Stwierdzono, że promieniowanie gamma wpływa na tworzenie się nowych ośrodków krystalizacji oraz przebieg wzrostu fazy krystalitów i cząstek koloidalnych, co uwidacznia się w przyspieszeniu przyrostu wytrzymałości. Badano także betony, które przez kilkadziesiąt lat stanowiły zabezpieczenie odpadów radioaktywnych o słabej aktywności. Stwierdzono w nich różnice w rodzaju, zawartości i morfologii faz krystalicznych w porównaniu do betonu „młodego”.
Zmiana składu fazowego zaczynu poprzez jego modyfikację mineralnymi dodatkami prowadzi do obniżenia zawartości faz krystalicznych (C-H). zwiększenia m.in. ilości żelowych faz C-S-H oraz spadku udziału dużych porów kapilarnych. Składniki żelowe zwiększając „krętość” dróg znacznie utrudniają dyfuzję agresywnych substancji. Takie rozwiązania, głównie przy użyciu popiołu lotnego, są najczęściej stosowane. W przypadku umieszczania odpadów w masywach skalnych, górną warstwę skały poddaje się zeszkliwieniu.
Poprawienie efektu zabezpieczenia i zwiększenie trwałości kompozytu cementowego w warunkach działania promieniowania gamma, wysokiej temperatury i agresywnego środowiska chemicznego wymaga takich składników w matrycy, które zdolne są do „pozytywnego” ich wykorzystania.
Promieniowanie jonizujące, działając na materię, powoduje powstawanie nietrwałych produktów radiolizy - takich jak jony, cząsteczki wzbudzone, wolne rodniki - zdolnych do inicjowania różnych procesów chemicznych.
Produkty te przy zastosowaniu odpowiednich dodatków, pozwalających na właściwe zmodyfikowanie kamienia cementowego, spowodowałyby uzyskiwanie pożądanej przebudowy struktury (struktura o podwyższonej odporności radiacyjnej) dzięki oddziaływaniom destrukcyjnym.
Istota wynalazku polega na tym, że jako środek zabezpieczający stosuje się granulat aktywowany GA uzyskany z żużla pomiedziowego w postaci proszku o budowie amorficznej i rozdrobnieniu, 2 o powierzchni właściwej rzędu 250-700 m2/kg.
Korzystnym jest, gdy granulat aktywowany GA w ilości odpowiadającej 20-50% masy cementu dodaje się do zaczynu cementowego.
Korzystnym jest także, gdy granulat aktywowany GA w ilości odpowiadającej 20-50% masy cementu dodaje się do zaprawy zamiast takiej samej ilości kruszywa drobnego.
Korzystnym również jest, gdy granulat aktywowany GA w ilości 20-50% masy cementu dodaje się do betonu zamiast takiej samej ilości kruszywa drobnego.
Poza tym korzystnym jest, gdy granulat aktywowany GA w ilości odpowiadającej 20-50% masy cementu dodaje się do mieszaniny zaczynu cementowego i odpadu mokrego.
Przede wszystkim korzystnym jest, gdy granulat aktywowany GA dodaje się do zaprawy składającej się z cementu, odpadu mokrego, kruszywa drobnego pomniejszonego o ilość dodatku granulatu aktywowanego GA.
Zwłaszcza korzystnym jest, gdy granulat aktywowany GA dodaje się do mieszanki betonowej z odpadem mokrym, zamiast takiej samej ilości kruszywa drobnego.
Dzięki rozwiązaniu według wynalazku uzyskano następujące efekty techniczno-użytkowe:
- możliwość zastosowania granulatu aktywowanego „GA” do wykonywania zabezpieczeń przeciwko promieniowaniu γ.
Sposób według wynalazku objaśniono na poniższych przykładach:
P r z y k ł a d I
Odpady radioaktywne umieszcza się w pojemnikach, a te z kolei w skrzyniach z betonu pref abrykowanego, a wolne przestrzenie między pojemnikami wypełnia granulatem aktywowanym „GA” uzyskanym z żużla pomiedziowego w postaci proszku o budowie amorficznej i rozdrobnieniu, o po2 wierzchni właściwej rzędu 250-700 m2/kg zawierający aktywne związki żelaza zwłaszcza fajalit - oliwin, glinokrzemiany i krzemiany wapniowo-magnezowe. Całość zalewa się betonem.
P r z y k ł a d II
Czynności zabezpieczenia prowadzi się jak w przykładzie I, a jako środek stosuje się granulat aktywowany „GA” w ilości odpowiadającej 20-50% masy cementu dodawany do zaczynu cementowego.
PL 214 685 B1
P r z y k ł a d III
Czynności zabezpieczenia prowadzi się jak w przykładzie I, a jako środek stosuje się granulat aktywowany GA w ilości odpowiadającej 20-50% masy cementu, który dodaje się do zaprawy zamiast takiej samej ilości kruszywa drobnego.
P r z y k ł a d IV
Czynności zabezpieczenia prowadzi się jak w przykładzie I, a do zabezpieczenia stosuje się granulat aktywowany GA w ilości 20-50% masy cementu, który dodaje się do betonu zamiast takiej samej ilości kruszywa drobnego.
P r z y k ł a d V
Czynności zabezpieczenia prowadzi się jak w przykładzie I, a do zabezpieczenia stosuje się. granulat aktywowany GA w ilości odpowiadającej 20-50% masy cementu, który dodaje się do mieszaniny zaczynu cementowego i odpadu mokrego.
P r z y k ł a d VI
Czynności zabezpieczenia prowadzi się jak w przykładzie I, a do zabezpieczania stosuje się granulat aktywowany GA, który dodaje się do zaprawy składającej się z cementu, odpadu mokrego, kruszywa drobnego pomniejszonego o ilość dodatku granulatu aktywowanego GA.
P r z y k ł a d VII
Czynności zabezpieczenia prowadzi się jak w przykładzie I, a do zabezpieczenia stosuje się granulat aktywowany GA, który dodaje się do mieszanki betonowej z odpadem mokrym, zamiast takiej samej ilości kruszywa drobnego.
Dodatek aktywowany „GA” otrzymuje się z żużla pomiedziowego, który jest produktem odpadowym powstającym podczas przetapiania koncentratu miedziowego. Stanowi on odpad zalegający na hałdach. Przed użyciem żużel pomiedziowy rozdrabnia się do granulacji zbliżonej do granulacji ce2 mentu, o powierzchni właściwej rzędu 250-700 m2/kg. Dodatek granulatu aktywowanego „GA” ma budowę szkła, nie ma natomiast składu szklą. Jest przemrożoną cieczą. Na skutek działania wysokiej temperatury traci swą amorficzność, tworząc ściśle określone fazy krystaliczne. Dodatek ten w środowiskach kwaśnych żeluje. W miarę obniżania pH środowisk w jakich się znajduje powoli uaktywnia się i przechodzi w postać jonową. Żelazo w dodatku występuje +2 stopniu utleniania, po rozpadzie „GA” przechodzi w żelazo +3. Dodatek reaguje zarówno ze środowiskami kwaśnymi jak i zasadowymi, nie reaguje z wodą. Dzięki modyfikacji nim matrycy cementowej uzyskuje się znaczne podwyższenie chemoodporności tegoż na działanie środowisk agresywnych wywołujących zarówno korozję rozpuszczającą jak i pęczniejącą.
Granulat aktywowany „GA” uaktywnia się pod wpływem oddziaływań destrukcyjnych:
- w przypadku korozji chemicznej na skutek działania środowisk agresywnych,
- w przypadku wysokich temperatur (ekstremalnych) na skutek działania energii cieplnej,
- w przypadku promieniowania γ na skutek działania energii promieniowania.
Gdy ustaną oddziaływania destrukcyjne, w przypadku granulatu aktywowanego, „GA”, zachodzące reakcje ulegają zatrzymaniu z chwilą zużycia uaktywnionej części dodatku. Jeśli pojawią się ponownie te oddziaływania, zaczną dalej przebiegać procesy uaktywniania się pozostałej „nietkniętej” części dodatku.
Granulat aktywowany „GA” pochłania i zużywa energię promieniowania na porządkowanie, przebudowę i budowę swej struktury.
Działaniu promieniowania gamma poddano sam granulat aktywowany „GA” i zaczyn cementowy nim modyfikowany (PGA30) oraz jako porównawcze dodatek pyłu krzemionkowego „PK”. popiół lotny „PI”, a także zaczyn cementowy czysty z CEM I(POCEMIyzaczyn z dodatkiem „PK” (PPK10) i zaczyny z dodatkiem „PI” (PPI60). (tablica 1).
Do badań tych wykorzystano pole promieniowania γ w komorze radiacyjnej o ogólnej aktywności 1036 TBq i mocy dawki ok. 38-40 kGy/h.
Pomiaru dawki pochłoniętej dokonywano przy pomocy dozymetru Fricke'go.
Próbki zostały podzielone na dwie części bez napromieniowania i napromieniowywane. Badania zachodzących zmian dokonywano w odstępach czasowych. Uzyskane próbki po różnych dawkach promieniowania γ poddano badaniom mikroskopowym i rentgenowskim, aby określić czy promieniowanie jest pochłaniane i zużywane.
Przykładowe wyniki zostały przedstawione na rysunkach 1 - 7.
PL 214 685 B1
Obserwowane procesy krystalizacji w granulacie aktywowanym „GA” przebiegają w temperaturze 18 ± 2°C. Stanowią one dowód na pobieranie przez dodatek energii promieniowania i zużywania jej na porządkowanie struktury, rys. 1 - 2.
W przypadku zaczynów, w miarę wzrostu dawki pochłoniętego promieniowania γ, zmiany są wyraźnie widoczne. Potwierdzają to zarówno badania mikroskopowe (rys. 3 - 6). jak i rentgenowskie (rys. 7).
Największe zniszczenie obserwuje się dla czystego zaczynu POCEMI oraz z dodatkiem pyłu krzemionkowego PPK10. Nieco wolniej proces ten zachodzi w przypadku zaczynu z dodatkiem popiołu lotnego PPl60. Widoczny jest rozpad faz matrycy cementowej. W przypadku zaczynu z Pl w miarę rozpadu matrycy obserwuje się na dyfraktogramach fazy pochodzące z samego popiołu lotnego „PI”. Na zdjęciach mikroskopowych widoczne są pęcherze związane z ubytkiem tlenu. Po dawce ~466 MGy widać okrągłe pęknięcia wywołane ciśnieniem powietrza (rys. 6).
Dla zaczynu z dodatkiem granulatu aktywowanego PGA30 po początkowym rozkładzie struktury matrycy cementowej obserwujemy pojawiające się nowe struktury (rys. 4) związane z uaktywnieniem się, w miarę wzrostu pochłoniętej dawki promieniowania γ, samego dodatku „GA”. Na dyfraktogramie po największej dawce promieniowania γ (1188,71 MGy) obserwuje się niewielkie przesunięcia kątowe (w zakresie ~2Θ34° linii faz krystalicznych) co świadczyć może o podstawieniach atomów, jonów lub całych cząsteczek w sieci krystalicznej tych faz (rys. 7).
Te przesunięcia kątowe pojawiają się w miejscach, w których czysty dodatek granulatu aktywowanego „GA” wykazywał znaczące podniesienie tła.
Ponieważ zaczyn czysty POCEMI po dawce pochłoniętej 1188 MGy uległ zniszczeniu porównywano wyniki uzyskane po dawce pochłoniętej 836 MGy.
Reasumując w miarę wzrostu pochłoniętej dawki promieniowania w zaczynie czystym POCEMI, w zaczynie z popiołem lotnym PPl60 i pyłem krzemionkowym PPK10 następuje stopniowy rozkład faz matrycy cementowej. Struktura staje się luźna, spękana. Największe zniszczenie wykazuje zaczyn czysty POCEMI.
W zaczynach z popiołem lotnym PPl60 i pyłem krzemionkowym PPK10 po rozpadzie faz cementowych „uwidaczniają” się fazy z samych dodatków: krystaliczne (kwarc, mulit, sylimanit itd.) i amorficzne.
W przypadku zaczynu z granulatem aktywowanym PGA30 po kolejnych dawkach promieniowania γ mamy do czynienia z jednej strony z rozpadem matrycy cementowej, z drugiej zaś strony z przebudową dodatku „GA” stanowiącego zawiesinę w zaczynie czysty zaczyn się rozpada, sam dodatek porządkuje swoją strukturę. W zaczynie, w miarę wzrostu dawki promieniowania dodatek „GA” porządkując swoją strukturę włącza w nią „części” powstałe podczas rozpadu matrycy. Bardzo powoli „buduje” się nowa struktura matrycy cementowej.
Okres pochłaniania i zużywania energii promieniowania dla granulatu aktywowanego „GA” jest znacznie dłuższy niż w przypadku stosowanego popiołu lotnego i pyłu krzemionkowego.
Obserwowane przemiany w dodatku zachodzące pod wpływem energii promieniowania dowodzą, iż dodatek ten pochłania promieniowanie γ i energię tę zużywa do porządkowania własnej struktury.
Claims (7)
1. Sposób zabezpieczania przed promieniowaniem γ odpadów radioaktywnych i obiektów o różnym przeznaczeniu, polegający na umieszczeniu pojemnika z odpadem radioaktywnym w miejscu do tego przeznaczonym, zasypaniu środkiem zabezpieczającym przed emisją promieniowania, znamienny tym, że stosuje się granulat aktywowany GA uzyskany z żużla pomiedziowego w postaci 2 proszku o budowie amorficznej i rozdrobnieniu, o powierzchni właściwej rzędu 250-700 m2/kg zawierający aktywne związki krzemianu żelaza zwłaszcza fajalit - oliwin, glinokrzemiany i krzemiany wapniowo-magnezowe.
2. Sposób według zastrz. 1, znamienny tym, że granulat aktywowany GA w ilości odpowiadającej 20-50% masy cementu dodaje się do zaczynu cementowego.
3. Sposób według zastrz. 1, znamienny tym, że granulat aktywowany GA w ilości odpowiadającej 20-50% masy cementu dodaje się do zaprawy zamiast takiej samej ilości kruszywa drobnego.
PL 214 685 B1
4. Sposób według zastrz. 1, znamienny tym, że granulat aktywowany GA w ilości 20-50% masy cementu dodaje się do betonu zamiast takiej samej ilości kruszywa drobnego.
5. Sposób według zastrz. 1, znamienny tym, że granulat aktywowany GA w ilości odpowiadającej 20-50% masy cementu dodaje się do mieszaniny zaczynu cementowego i odpadu mokrego.
6. Sposób według zastrz. 1, znamienny tym, że granulat aktywowany GA dodaje się do zaprawy składającej się z cementu, odpadu mokrego, kruszywa drobnego pomniejszonego o ilość dodatku granulatu aktywowanego GA.
7. Sposób według zastrz. 1, znamienny tym, że granulat aktywowany GA dodaje się do mieszanki betonowej z odpadem mokrym, zamiast takiej samej ilości kruszywa drobnego.
Rysunki
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| PL382489A PL214685B1 (pl) | 2007-05-24 | 2007-05-24 | Sposób zabezpieczania odpadów radioaktywnych i obiektów o różnym przeznaczeniu przed promieniowaniem γ |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| PL382489A PL214685B1 (pl) | 2007-05-24 | 2007-05-24 | Sposób zabezpieczania odpadów radioaktywnych i obiektów o różnym przeznaczeniu przed promieniowaniem γ |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| PL382489A1 PL382489A1 (pl) | 2008-12-08 |
| PL214685B1 true PL214685B1 (pl) | 2013-09-30 |
Family
ID=43036690
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| PL382489A PL214685B1 (pl) | 2007-05-24 | 2007-05-24 | Sposób zabezpieczania odpadów radioaktywnych i obiektów o różnym przeznaczeniu przed promieniowaniem γ |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| PL (1) | PL214685B1 (pl) |
-
2007
- 2007-05-24 PL PL382489A patent/PL214685B1/pl unknown
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| PL382489A1 (pl) | 2008-12-08 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Saleh et al. | Innovative cement-based materials for environmental protection and restoration | |
| Koťátková et al. | Concrete and cement composites used for radioactive waste deposition | |
| El-Kamash et al. | Immobilization of cesium and strontium radionuclides in zeolite-cement blends | |
| Saleh et al. | Influence of severe climatic variability on the structural, mechanical and chemical stability of cement kiln dust-slag-nanosilica composite used for radwaste solidification | |
| Glasser et al. | Cements in radioactive waste disposal | |
| Saleh et al. | Performance of cement-slag-titanate nanofibers composite immobilized radioactive waste solution through frost and flooding events | |
| Bernal et al. | Other potential applications for alkali-activated materials | |
| Houhou et al. | Geopolymers in nuclear waste storage and immobilization: mechanisms, applications, and challenges | |
| WO2012144099A1 (ja) | 止水性充填材、該止水性充填材による人工多重バリア用充填材 | |
| Falciglia et al. | Stabilisation/solidification of radionuclide polluted soils—part I: assessment of setting time, mechanical resistance, γ-radiation shielding and leachate γ-radiation | |
| Vance et al. | Geopolymers for nuclear waste immobilisation | |
| Zha et al. | Effect of Carbonation on the Leachability of Solidified/Stabilized Lead‐Contaminated Expansive Soil | |
| Glasser | Characterisation of the barrier performance of cements | |
| El-Sayed et al. | Incorporation of spent ion exchange resin simulate into cement composites | |
| EP1864299B1 (en) | Waste disposal method | |
| Wang et al. | Immobilization of simulated low and intermediate level waste in alkali-activated slag-fly ash-metakaolin hydroceramics | |
| Jianfeng et al. | Assessing the immobilization performance of fly ash-based geopolymers for removal of cesium and treatment of radioactive wastewater | |
| Iqbal et al. | Exploring the longevity of geopolymer waste forms co-hosting cationic and anionic radionuclides: a mechanistic investigation | |
| Drace et al. | The behaviours of cementitious materials in long term storage and disposal: an overview of results of the IAEA Coordinated Research Project | |
| JP2008511531A (ja) | 封入媒体 | |
| Vance et al. | Development of geopolymers for nuclear waste immobilisation | |
| PL214685B1 (pl) | Sposób zabezpieczania odpadów radioaktywnych i obiektów o różnym przeznaczeniu przed promieniowaniem γ | |
| Girke et al. | Cementation of nuclear graphite using geopolymers | |
| RU2483375C2 (ru) | Композиционный материал для иммобилизации жидких радиоактивных отходов и способ его применения | |
| RU2315380C1 (ru) | Способ цементирования радиоактивных отходов в контейнере |