EA 023726B1 20160729

	Патентная документация ЕАПВ
Запрос:	ea000023726b*\id
Результат:	ID\|Номер и дата охранного документа

больше ...

Термины запроса в документе

Реферат

[RU]

1. Блок для хранения радиоактивных отходов, включающий матрицу с размещенными в ней металлическими оболочками с радиоактивными отходами, при этом матрица выполнена из графита и неорганического связующего вещества, а неорганическое связующее вещество является стеклом, причем доля графита в матрице составляет по меньшей мере 60 вес.%.

2. Блок по п.1, причем доля графита в матрице составляет от 60 до 90 вес.%.

3. Блок по п.1 или 2, причем неорганическое связующее вещество имеет температуру плавления или размягчения менее 1500°С.

4. Блок по любому из предыдущих пп.1-3, причем связующим веществом преимущественно является боросиликатное стекло.

5. Способ изготовления блока для хранения радиоактивных отходов, включающий следующие этапы: загрузка радиоактивных отходов в металлическую оболочку; уплотнение радиоактивных отходов в металлической оболочке; изготовление матрицы путем уплотнения графита и неорганического связующего, содержащей полости, предназначенные для размещения в них металлических оболочек; размещение в полостях матрицы уплотненных металлических оболочек с радиоактивными отходами; заключительное прессование прессованного изделия с получением блока для хранения радиоактивных отходов.

6. Способ по п.5, причем отходы помещают в металлическую оболочку в смеси со стеклом.

7. Способ по п.5 или 6, в котором матрицу предварительно прессуют слоями.

8. Способ по любому из пп.5-7, причем в процессе предварительного прессования матрицы достигается плотность, составляющая от 60 до 80% теоретической плотности.

9. Способ по любому из пп.5-8, причем уплотнение осуществляют посредством штранг-прессования, изостатического горячего прессования или ковки.

Полный текст патента

(57) Реферат / Формула:

2. Блок по п.1, причем доля графита в матрице составляет от 60 до 90 вес.%.

6. Способ по п.5, причем отходы помещают в металлическую оболочку в смеси со стеклом.

7. Способ по п.5 или 6, в котором матрицу предварительно прессуют слоями.

Евразийское ои 023726 (13) В1
патентное
ведомство
(12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ЕВРАЗИЙСКОМУ ПАТЕНТУ
(45) Дата публикации и выдачи патента 2016.07.29
(21) Номер заявки 201201328
(22) Дата подачи заявки 2011.03.24
(51) Int. Cl. G21F9/22 (2006.01) G21F 9/36 (2006.01) G21F 5/005 (2006.01)
(54) БЛОК ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ОТХОДОВ
(31) 10 2010 003 289.1
(32) 2010.03.25
(33) DE
(43) 2013.03.29
(86) PCT/EP2011/054549
(87) WO 2011/117354 2011.09.29
(71) (73) Заявитель и патентовладелец:
АЛД ВАКУУМ ТЕКНОЛОДЖИЗ ГМБХ (DE)
(72) Изобретатель:
Хроват Милан, Зееманн Рихард, Гроссе Карл-Хайнц (DE)
(74) Представитель:
Фелицына С.Б. (RU)
(56) DE-A1-10329170 DE-A1-2551349 AT-B-375207
(57) Изобретение касается контейнера для хранения радиоактивных отходов, который пригоден для длительного, надежного захоронения отходов, с влагонепроницаемой, коррозионно-стойкой графитовой матрицей и с отходами, заключенными в металлическую оболочку, которая вставляется в матрицу. Кроме того, изобретение касается способа для изготовления такого контейнера.
Это изобретение касается блока для хранения отходов, который пригоден для длительного, надежного захоронения отходов с влагонепроницаемой, коррозионно-стойкой графитовой матрицей и по меньшей мере с одной емкостью, предназначенной для отходов, которая вставляется в матрицу. Кроме того, описывается способ изготовления блока и его применение.
Под термином "отходы" понимается любой вид отходов, предпочтительно такой, который испускает радиоактивное излучение, т.е. содержит продукты деления и распада. Это изобретение, в частности, может использоваться для захоронения высокорадиоактивных отходов, так называемых High Level Waste (HLW). К ним относятся, например, любые отходы, которые образуются при регенерации отработанных топливных элементов. Кроме того, в том числе, отработанные топливные элементы, которые не прошли регенерацию, классифицируются как HLW.
В настоящее время только в Европе на складах промежуточного хранения находится около 8000 м3 HLW из установок для регенерации ядерного топлива. Каждый год количество таких отходов увеличивается примерно на 280 м3. Все имеющиеся в настоящее время материалы и способы для герметизации такого типа HLW-отходов до сих пор не пригодны для длительного захоронения.
При переработке отработанных топливных элементов, например, в ядерном реакторе на легкой воде с мощностью 1000 МВт электроэнергии ежегодно образуется около 720 кг высокорадиоактивных отходов. После переработки отходы преобразуются в жидкую форму, а преобразование их в твердую форму обычно выполняется посредством кальцинирования. В худшем случае значения теплоты, выделяемой при распаде, и периода полураспада для отдельных радионуклидов могут отличаться более чем в 10 раз.
Для того чтобы могильник для захоронения радиоактивных отходов соответствовал требованиям по размещению и хранению HLW, был разработан ряд способов.
Для того чтобы контейнеры обеспечивали надежное захоронение HLW на очень длительный период времени, они должны соответствовать требованиям в отношении их коррозионно-стойкости с тем, чтобы, несмотря на радиоактивное излучение и температуры свыше 100°С, дополнительно исключалась возможность проникновения влаги и образования в результате этого коррозии, обусловленной процессом радоилиза.
Кроме того, радионуклиды должны иметь, по возможности, низкую мобильность во время протекания процессов диффузии.
В настоящее время разработан способ для изготовления стеклоблоков, содержащих HLW. При этом HLW, поступающие из установки для регенерации, предпочтительно вплавляются в боросиликатное стекло, изготовленные стеклоблоки помещаются в резервуар из высококачественной стали и, таким образом, представляют собой брикеты из отходов (Waste Package).
Остекловывание HLW-блоков в большинстве случаев уже выполняется в производственном масштабе. Для этого, в том числе, во Франции (Marcoule и La Hague) были построены промышленные установки, которые работают с 1970 г.
Наружные стальные резервуары представляют собой как защиту от коррозии, так и диффузионный барьер для радионуклидов. Коррозионная стойкость резервуара зависит, прежде всего, от типа резервуара, имеющейся жидкости и от радиолиза, который происходит при температуре свыше 100°С.
Опасность для всех компонент, окруженных металлическим резервуаром и содержащих HLW, заключается в том, что металлический резервуар имеет ограниченную коррозионную стойкость. Этот недостаток основан на том, что металлы, которые используются в настоящее время для изготовления резервуаров, имеют ожидаемую коррозионную стойкость максимум около 10000 лет. Следовательно, надежность герметизации радиоактивных отходов по истечении этого периода времени не гарантируется. Кроме этого, затруднен отвод тепла, выделяемого при распаде, из известных контейнеров вследствие их низкой теплопроводности.
Способы, которые предусматривают нанесение покрытия на мелкие частицы HLW, не следует упускать из вида. Они зависят от сложности условий изготовления в режиме нагрева ячеек при покрытии агломерированных частичек отходов в установках с кипящим слоем, что связано с большим расходом газов-носителей (до 20 м3/ч.), вследствие сложности и высокой стоимости процесса кондиционирования частиц. Кроме того, добавляется дорогостоящий процесс уничтожения газа-носителя.
В Германии предусмотрено помещать контейнеры, наполненные HLW, в скважины в соляных породах или в кавернах и затем герметизировать их с помощью соляной породы или соляного бетона. Однако эта концепция до сегодняшнего дна не получила одобрения. Поэтому с 2002 г. в Германии продолжается поиск возможных мест для захоронения радиоактивных отходов.
Стальные резервуары согласно уровню техники должны быть как устойчивыми к образованию коррозии, так и препятствовать диффузии радионуклидов из компонент, содержащих HLW, таких как, например, стеклоблоки.
Поскольку коррозионная стойкость наружных стальных резервуаров в соответствии с современным уровнем техники ограничивается максимально 10000 годами, надежная герметизация радиоактивных нуклидов дольше этого периода времени не гарантируется.
Поэтому задача изобретения состоит в создании такого блока для хранения радиоактивных отходов, который позволяет обеспечить надежное захоронение таких отходов в течение очень длительного перио
да времени, изготовление которого не требует больших затрат.
Задача решается посредством предметов изобретения в соответствии с данной формулой изобретения.
В предложенных в изобретении блоках имеется матрица и вставленные в эту матрицу емкости для отходов. В емкостях для отходов предпочтительно помещаются содержащие отходы и спрессованные элементы (например, стержни), которые целиком окружены металлической оболочкой. Таким образом, в емкостях для отходов помещаются предпочтительно отходы в металлической оболочке. Отходы могут смешиваться со связующим веществом, которым предпочтительно также является стекло. В качестве неорганического связующего вещества в матрице используются графит и стекло.
Отходами могут быть также отработанные топливные элементы.
Под термином "отходы" в этом описании обычно понимается смесь из нескольких продуктов. Однако, в соответствии с изобретением, это понятие включает также продукты, которые состоят только из одного единственного компонента.
Блок отличается обратной обшивкой (дизайн). В отличие от ставших известными контейнеров со стеклоблоками, которые заключены в стальной резервуар, в соответствии с изобретением емкости для отходов вставляются в коррозионно-стойкие, влагонепроницаемые герметичные графито-стеклянные матрицы (IGG Matrix). При этом важно, чтобы наружный стальной резервуар мог сдвигаться вместе с металлической оболочкой для отходов во внутреннюю зону блока, поэтому такая конструкция называется "обратным дизайном".
Требования предотвращения как коррозии, так и диффузии радиоактивных нуклидов, выполняются в соответствии с изобретением в этих блоках по отдельности. При этом IGG-матрица предпочтительно, по возможности, не имеет пор и имеет высокую плотность, которая близка к теоретической плотности, и тем самым обеспечивается ее влагонепроницаемость и устойчивость против коррозии. Внутренняя металлическая оболочка работает как диффузионный барьер.
Поскольку, с одной стороны, IGG-матрица имеет высокую коррозионную стойкость и, с другой стороны, металлическая оболочка для отходов во внутренней зоне блока является целой, любое выделение радиоактивных нуклидов в биосферу из захороненных блоков предотвращается на очень длительный период времени (более миллиона лет).
Для связывания отходов в соответствии с изобретением была разработана герметичная и коррозионно-стойкая графитовая матрица со стеклом в качестве неорганического связующего средства.
Известно, что графит - это материал, который отличается высокой коррозионной стойкостью, а также устойчивостью к облучению. Это подтверждает тот факт, что в природе обнаруживается природный графит, форма которого не меняется в течение миллионов лет.
Доля графита в матрице предпочтительно составляет от 60 до 90 вес.%. Предпочтительно, чтобы в качестве графита использовался природный графит или синтетический графит или смесь обоих компонентов. При этом особенно предпочтительно, чтобы при использовании природного графита доля природного графита в предложенном в изобретении материале для матрицы составляла от 60 до 100 вес.%, а при использовании синтетического графита доля синтетического графита составляла от 0 до 40 вес.%. К синтетическому графиту относится также графитный порошок из электрографита.
Преимущество природного графита заключается в том, что при его невысокой стоимости зерно графита в отличие от синтетического графита не имеет микротрещин и может спрессовываться при среднем давлении в формы с приблизительно теоретической плотностью.
В настоящем изобретении в качестве связующего вещества предпочтительно используется бороси-ликатное стекло. Преимущество боросиликатных стекол заключается в их высокой коррозионной стойкости. Боросиликатные стекла очень устойчивы к воздействию химикатов и высоких температур. Хорошая устойчивость к химическим воздействиям, например к воде и другим химикатам, объясняется наличием в этих стеклах бора. Температуроустойчивость и нечувствительность боросиликатных стекол к резким колебаниям температуры является следствием его малого коэффициента теплового расширения, который составляет прибл. 3,3х10-6 K-1. К распространенным боросиликатным стеклам относятся, например, Duran(r), Pyrex(r), Ilmabon(r), Simax(r), Solidex(r) и Fiolax(r). Кроме того, связующие вещества, в соответствии с настоящим изобретением, имеют то преимущество, что они во время тепловой обработки не образуют газообразных продуктов, которые приводят к образованию пор в матрице. Это означает, что в неорганических связующих веществах не происходят процессы преобразования, и значит, не образуются поры. Используемое неорганическое связующее вещество имеет то преимущество, что оно закрывает поры, которые, тем не менее, могут образоваться, что обеспечивает высокое значение указанной плотности, непроницаемость для влаги и исключительно высокую коррозионную стойкость.
Преимущественно доля используемого в матрице неорганического связующего вещества должна составлять до 40 вес.%. Кроме того, более предпочтительно, чтобы доля неорганического связующего вещества составляла от 10 до 30 вес.%, и более предпочтительно, чтобы его доля в матрице составляла от 15 до 25 вес.%.
Доказано, что матрица, выполненная таким образом, может служить в качестве защиты от коррозии
в течение очень длительного периода времени. Совместно с предложенной в изобретении формой выполнения емкостей для отходов достигаются предпочтительные характеристики блоков. В частности, матрица, главным образом, не имеет пор, а именно, имеет плотность, значение которой предпочтительно находится в диапазоне > 99% теоретической плотности. Важно, чтобы графитовая матрица имела высокую плотность, чтобы в блок не могла проникнуть влага. Это обеспечивается, с одной стороны, выбором материала, а с другой стороны, процессом изготовления.
При помещении отходов, заключенных в металлическую оболочку, в IGG-матрицу, значительно улучшается отвод тепла, выделяемого при распаде радиоактивных нуклидов, поскольку IGG-матрица обладает высокой теплопроводностью.
В принципе, отходы могут иметь любую возможную форму. Для того чтобы по возможности, наиболее эффективно использовать объем блока, предпочтительно, чтобы они имели цилиндрическую форму. Это выполняется особенно в том случае, если блок предпочтительно имеет форму шестигранной призмы. Диаметр горловины блока предпочтительно составляет от 400 до 600 мм, а высота - предпочтительно от 800 до 1200 мм.
В таком шестиугольном блоке можно разместить в тригональном исполнении по 8 рядов 210 емкостей для отходов в форме стержней. Для абсорбции нейтронов часть из них (5-10%) может быть занята стержнями с абсорбентом. В качестве абсорбирующего материала можно использовать В4С.
IGG-матрицу можно изготовить посредством смешивания исходных компонентов в виде порошка. Пресс-порошок предпочтительно изготавливается посредством смешивания порошка из графита с порошком из стекла. Пресс-порошок может содержать вспомогательные вещества, количество которых может составлять несколько процентов по отношению ко всему количеству порошка. Такими вспомогательными веществами могут быть, например, прессующие вспомогательные вещества, которые могут содержать спирт.
Порошок из графита используется предпочтительно с диаметром зерна <30 мкм. Остальные компоненты имеют предпочтительно размер зерен, примерно такой же, как размер зерен у порошка из графита.
Из пресс-порошка предпочтительно изготавливается гранулят. Для изготовления гранулята исходные компоненты, в частности, оба компонента - порошки из графита и из стекла смешиваются друг с другом, затем уплотняются, и посредством завершающего измельчения и просеивания изготавливается гранулят с размером зерна менее 3,14 и более 0,31 мм.
Из гранулята сначала изготавливается прочная матрица с выемками, в которые предварительно спрессовываются заключенные в металлическую оболочку отходы, такие как содержащие отходы спрессованные стержни или колонны. Предварительное прессование выполняется, например, с помощью пресса на четыре колонны с тремя гидравлическими приводами. Матрица прессового штампа устанавливается свободно на основании пресса и регулируется только с помощью центрирующего упора.
Для изготовления выемок, в соответствии с изобретением, предпочтительно используются формовочные стержни, которые состоят из двух частей.
Часть стержня, которая придает форму и имеет больший диаметр, вставляется в несущий стержень меньшего диаметра.
Прежде всего, пуансон поднимается наверх до тех пор, пока требуемый объем не достигнет верхнего края матрицы. Предварительно дозированная порция гранулята равномерно вводится, прежде всего, предварительно уплотняется с помощью выпуклого штемпеля, и затем после разблокировки пуансона, вместе с выпуклым штемпелем, сдвигается вниз до тех пор, пока, тот же объем не достигнет верхнего края матрицы. Этот процесс повторяется столько раз, пока прессованное изделие не достигнет требуемой длины. Поскольку изделие постоянно находится под давлением, возможно предварительно запрессованную матрицу изготовить без градиента плотности по всей длине. Это важное условие необходимо соблюдать, чтобы предотвратить изгиб емкостей для отходов при окончательном прессовании.
В соответствии с изобретением оба этапа технологического процесса - изготовление гранулята и предварительное прессование матрицы - выполняются вне горячих ячеек (режим дистанционного управления).
Изготовление емкостей, содержащих спрессованные отходы HLW, выполняется в горячих ячейках. Для этого гомогенная смесь из радиоактивных отходов и стекла, в качестве связующего вещества, предварительно помещается в металлические оболочки, предпочтительно из меди. После герметизации заполненных оболочек они нагреваются в штранг-прессе и методом экструзии помещаются в спрессованные емкости для отходов.
Кроме того, такой модифицированный способ подходит для изготовления блоков для отходов из отработанных и не прошедших переработку топливных стержней, например, из LWR и SWR (из реакторов на легкой и тяжелой воде).
Поскольку длина LWR и SWR составляет до 4800 мм, их, прежде всего, сдвигают в медной трубе, затем им придают спиралевидную форму и, в заключение, укладывают рядами в матрицу из графита и стекла.
И, наконец, этот модифицированный способ может использоваться также для надежного уничтожения облученного графита, на котором осели радиоизотопы из графитовых реакторов, как, например,
Magnox или AGR из Соединенного Королевства Великобритании и Северной Ирландии, UNGG из Франции и RBMK из России.
Дизайн предложенного в изобретении блока для отходов, например, выполнен аналогично Dragon-18-Pin-BE-Design для высокотемпературных реакторов. Блок предпочтительно выполнен в форме шестиугольной призмы с отверстием 500 мм и высотой 1000 мм. Для того чтобы во время окончательного процесса горячего прессования блоков для отходов снизить температуру и тем самым обеспечить возможность применения инструментов из обычной стали, а также сократить цикл прессования (нагрев и охлаждение), в соответствии с изобретением, в качестве связующего вещества предпочтительно используется боросиликатное стекло с низкой температурой плавления, а для изготовления металлических оболочек (цилиндров) вместо меди предпочтительно используется сплав алюминия с магнием, в частности, AlMg1. Поскольку тепло, выделяемое при распаде (decay heat), ничтожно мало по сравнению с теплом, выделяемым высокорадиоактивными отходами, диаметр выемок для цилиндров, заполненных облученным графитом (irradiated graphit, IG), увеличивают на 80 мм. Это позволяет поместить в предложенный блок почти 120 кг облученного графита.
Изобретение включает способ изготовления блока для хранения отходов, который состоит из следующих этапов:
загрузка отходов в металлическую оболочку,
уплотнение отходов в металлической оболочке,
изготовление матрицы путем уплотнения графита и неорганического связующего, содержащей полости, предназначенные для размещения в них металлических оболочек с радиоактивными отходами;
размещение в полостях матрицы уплотненных металлических оболочек с радиоактивными отходами;
заключительное прессование прессованного изделия с получением блока для хранения радиоактивных отходов.
В этом способе отходы предпочтительно помещаются в металлическую оболочку в смеси со стеклом.
Уплотнение отходов выполняется предпочтительно посредством прессования. Предпочтительно способ уплотнения включает помимо штранг-прессования и горячего прессования при постоянной температуре (HIP) также ковку.
Изобретение касается также емкостей для отходов, включая процесс смешивания, по меньшей мере, отходов одного типа со стеклом в металлической оболочке. В остальном, эта емкость для отходов имеет такие же параметры, как параметры части блока, описанной выше.
В соответствии с изобретением, описанные выше блоки предназначены для хранения радиоактивных отходов.
Нижеследующие примеры служат для пояснения изобретения, касающегося блоков для отходов и способа их изготовления, не ограничивая при этом объем изобретения. Пример 1. Расчет и изготовление блока для отходов с HLW.
Блок - это призма из IGG матрицы, которая во внутренней области обшита медью, и заполнена спрессованными емкостями для отходов в форме стержней.
В качестве исходных компонентов используется не содержащий ядерные частицы природный графит с диаметром зерна менее 30 мкм фирмы Kropfmuhl и боросиликатное стекло с зернами того же размера с температурой плавления приблизительно 1000°С фирмы Schott.
Обе компоненты были смешаны в сухом виде в весовом соотношении природный графит-стекло 5:1 и спрессованы в брикеты с помощью компактора Верех L 200/50 Р фирмы Hosokawa. Плотность брикетов составляла приблизительно 1,9 г/см3. Посредством последующего измельчения и просеивания был изготовлен гранулят с размером зерна меньше 3,14 мм и больше 0,31 мм и плотностью засыпки приблизительно 1 г/см3.
Для изготовления матрицы с выемками для размещения стержней предварительное прессование выполнялось в нескольких последовательно располагаемых слоях. При этом формующие стержни имели диаметр, больший, чем диаметр несущих стержней, на 0,2 мм. Давление прессования составляло 40 МН/м2, а давление сдвига составляло при общем изготовлении прессованного изделия менее 20 МН/м2.
После установки формующие стержни вынимались сверху, а несущие стержни снимались снизу.
Для изготовления спрессованных стержней, содержащих отходы, цилиндры из меди с гомогенной смесью из HLW-Simulat помещались в боросиликатный порошок. После закупоривания цилиндры нагревались в штранг-прессе до 1000°С, и методом экструзии, при коэффициенте сужения, равном 3, из них изготавливались спрессованные стержни. При этом плотность отходов в стержнях составляла приблизительно 90% от теоретической плотности отходов.
После объединения основы со спрессованными стержнями из отходов изделие нагревается до 1000°С и окончательно прессуется. Окончательное прессование представляет собой динамический процесс. При этом спрессованное изделие перемещалось при полной нагрузке попеременно с помощью верхнего и нижнего штампа в матрице. После охлаждения на 200°С спрессованное изделие выталкивалось из инструмента.
Пример 2. Изготовление блоков для отходов с отработанными и не прошедшими обработку топливными стержнями.
Для изготовления блоков, прежде всего, были сдвинуты макеты топливных стержней (макеты топливных стержней) в металлических оболочках в форме трубы из меди при ширине щели приблизительно 1 мм. После герметизации труб из них методом экструзии, при 1000°С, были изготовлены спрессованные, не имеющие зазоров стержни. Затем стержням была придана спиралевидная форма, и, аналогично тому, как изготавливалась матрица, они укладывались слоями в гранулят из графита и стекла. Процесс окончательного прессования блоков с отходами описан в примере 1.
Для определения свойств IGG-матрицы из контрольных блоков параллельно (по оси) и вертикально
(радиально) относительно направления прессования были взяты пробы для проверки физических и хи-
мических параметров. Результаты представлены в нижеследующей таблице:
Платность (г/см5)
| 2,23 (99% от теоретической плотности)
Предел прочности при сжатии (МН/м1)
Радиалыю
По оси
Предел прочности при изгибе
Радиалыю
По оси
Тепловое линейное расширение (20 - 500°С мкм/м К))
Радиально
9,2
По оси
14,8
Исследования коррозии в пятикратном растворе карналитной щелочи при 95°С (состав в вес.%: MgCl2 26,5, KCl 7,7, MgSO4 1,5, NaCl насыщенный, остальное Н2О) показали, что коррозия составила 1,1 х 10-4 г/м2 день. При таких условиях поверхностную коррозию глубиной проникновения менее 1,2 см следует ожидать примерно через один миллион лет.
Пример 3. Блоки для отходов для уничтожения облученного и зараженного графита (облученного графита, IG).
Аналогично примеру 1, из гранулята из графита и стекла была изготовлена матрица с 19 выемками диаметром 81 мм. Затем гомогенную смесь из стекла и IG-графита поместили в полый цилиндр из сплава AlMg1. После этого цилиндр был герметично закрыт, и методом экструзии при 500°С из него были изготовлены колонны диаметром 80 мм. При этом плотность в колоннах, относительно IG-графита в матрице, составила 1,75 г/см3. Затем собранная матрица была окончательно спрессована аналогично примеру
Несмотря на то что величина коррозии отличается в два раза и составляет 2,3 г/м2 день, все значения соответствуют значениям для IGG-матрицы из примера 1.
На прилагаемых фигурах чертежей представлено следующее:
фиг. 1 представляет схематично-перспективное изображение в разрезе блока 1 согласно варианту осуществления изобретения;
фиг. 2 представляет перспективный вид сбоку блока 1 согласно варианту осуществления изобретения.
При этом ссылочные позиции обозначают:
1 - блок;
2 - матрица;
3 - секция для отходов;
4 - металлическая оболочка.
ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ
1. Блок для хранения радиоактивных отходов, включающий матрицу с размещенными в ней металлическими оболочками с радиоактивными отходами, при этом матрица выполнена из графита и неорганического связующего вещества, а неорганическое связующее вещество является стеклом, причем доля графита в матрице составляет по меньшей мере 60 вес.%.
2. Блок по п.1, причем доля графита в матрице составляет от 60 до 90 вес.%.
3. Блок по п.1 или 2, причем неорганическое связующее вещество имеет температуру плавления или размягчения менее 1500°С.
4. Блок по любому из предыдущих пп.1-3, причем связующим веществом преимущественно является боросиликатное стекло.
5. Способ изготовления блока для хранения радиоактивных отходов, включающий следующие эта
пы:
загрузка радиоактивных отходов в металлическую оболочку; уплотнение радиоактивных отходов в металлической оболочке;
изготовление матрицы путем уплотнения графита и неорганического связующего, содержащей полости, предназначенные для размещения в них металлических оболочек;
размещение в полостях матрицы уплотненных металлических оболочек с радиоактивными отходами;
заключительное прессование прессованного изделия с получением блока для хранения радиоактивных отходов.
6. Способ по п.5, причем отходы помещают в металлическую оболочку в смеси со стеклом.
7. Способ по п.5 или 6, в котором матрицу предварительно прессуют слоями.
8. Способ по любому из пп.5-7, причем в процессе предварительного прессования матрицы достигается плотность, составляющая от 60 до 80% теоретической плотности.
9. Способ по любому из пп.5-8, причем уплотнение осуществляют посредством штранг-
прессования, изостатического горячего прессования или ковки.
Евразийская патентная организация, ЕАПВ Россия, 109012, Москва, Малый Черкасский пер., 2
023726
- 1 -
023726
- 1 -
023726
- 1 -
023726
- 1 -
023726
- 4 -