- •Cодержание
- •Введение
- •Радиоактивные вещества и радиохимические процессы
- •1.1. Элементарные частицы
- •1.2. Протонно-нейтронный состав ядер
- •1.3. Радиоактивные распады и излучения
- •1.4. Законы радиоактивного распада
- •1.5. Радиоактивные семейства
- •1.6. Радиоактивное равновесие
- •1.7. Взаимодействие ядерного излучения с веществом
- •Вопросы для самопроверки
- •5. Радиоактивные распады и излучения.
- •Источники и классификация радиоактивных отходов
- •2.1. Ядерный топливный цикл
- •2.2. Источники радиоактивных отходов
- •2.2.1. Радиоактивные отходы ядерного топливного цикла
- •2.3. Классификация радиоактивных отходов
- •2.4. Газообразные выбросы аэс
- •2.5. Образование жидких радиоактивных отходов на аэс
- •Назначение спецводоочисток и перерабатываемый на них объем воды за год, (блок 1000 мВт)
- •2.6. Образование твердых радиоактивных отходов на аэс
- •2.7. Отходы, образующиеся при обращении с оят
- •Методы обращения с радиоактивными отходами на аэс
- •3.1. Цель и задачи обращения с рао
- •3.1.2. Стадии обращения с радиоактивными отходами
- •3.1.3. Выбор технологий с учетом технических факторов
- •3.1.4. Минимизация отходов
- •3.2. Очистка газообразных выбросов
- •3.2.1 Задачи систем вентиляции и газоочистки
- •3.2.2. Организация вентиляционной системы
- •3.3. Обработки жидких радиоактивных отходов
- •3.3.1. Способы разделения и концентрирования.
- •3.3.2 Основные стадии очистки жро
- •3.3.3. Отбор проб и экспресс-анализ основных характеристик жро
- •3.3.4. Реагентное выделение и осаждение радионуклидов
- •3.3.5. Сорбционные методы. Ионный обмен
- •3.3.6. Основы расчета адсорберов
- •3.3.7. Фильтрация через мембраны
- •3.3.8. Основы расчета мембранного разделения
- •3.3.9. Термическое концентрирование рао
- •Отверждение жидких рао
- •4.1. Глубокое упаривание радиоактивных солевых растворов
- •4.2. Иммобилизация отходов в битумы и полимеры
- •4.3. Иммобилизация радиоактивных отходов в цемент
- •4.4. Кальцинация
- •4.5. Остекловывания низко- и среднеактивных отходов
- •Глубокое упаривание радиоактивных солевых растворов.
- •Иммобилизация отходов в битумы и полимеры.
- •Иммобилизация радиоактивных отходов в цемент.
- •Переработка твердых рао
- •5.1. Предварительная обработка тро
- •5.2. Прессование тро
- •Переработка твердых рао.
- •Прессование тро.
- •Обращение с ядерным топливом
- •6.1. Хранение свежего ядерного топлива (ят)
- •6.2. Хранение отработавшего ядерного топлива
- •6.3. Переработка оят
- •Обращение с ядерным топливом.
- •Хранение отработавшего ядерного топлива.
- •Правовое регулирование обращения с радиоактивными отходами
- •7.1. Нормативно-правовое обеспечение
- •7.2. Основные нормативные документы
- •7.2.1. Нормы Радиационной Безопасности Украины (нрбу-97)
- •7.2.2. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности Украины
- •Приложения
- •Приложение 2. Пересчет активности радиоактивного вещества в массу
- •Приложение 3. Закон радиоактивного распада
- •Приложение 4. Выход радиоактивных веществ на аэс
- •Приложение 4.5. Нормативное поступление трапных вод в накопители при нормальной эксплуатации и перегрузке п 4.5.1. Режим нормальной эксплуатации
- •П4.5.2. Режим максимального единовременного слива в систему очистки трапных вод.
- •Трапные воды, образующиеся при эксплуатации аэс
- •Поступления трапных вод в межремонтный период, (блок 440 мВт)
- •Приложение 6. Словарь терминов
- •Литература
- •Основи поводження з радіоактивними відходами на атомних електростанціях
- •65044, Україна, м. Одеса, просп. Шевченка, 1, корп.5
4.4. Кальцинация
Термическая обработка жидких радиоактивных отходов, сопровождающаяся их разложением и образованием термически стабильных оксидов называется кальцинация радиоактивных отходов (Radioactive wastes calcination).
Кальцинации предшествует сушка до 40-80% остаточной влаги при температуре около 150°С.
После смешивания с глинистым веществом, содержащим цемент, формования смеси, сушки гранул при 150oC, кальцинации при 800oC и обжиге при 1400oC в течение 10-20 часов
Расплавленный состав сливается в емкости. Расплав охлаждается и формируется в блок.
В качестве флюсующих добавок используют минералообразующие соединения в количествах, которые позволяют получить блоки в виде минералов: эгирин, жадеит, эгирин-авгит, арфведсонит, ортит, шерлит, ловчоррит, андрадит или их смеси. Синтез их осуществляется плавлением при 1250-1800°С и при непосредственном воздействии индукционного поля на расплав. Продукты кальцинации РАО представляют собой сухие и сыпучие продукты.
Последующая иммобилизация сухого продукта в матрицу позволяет максимально сконцентрировать исходные РАО. Одновременно улучшается качество цементного компаунда за счёт термического разложения содержащихся в отходах органических компонентов.
При кальцинации пульп ИОС происходит удаление из них «химически связанной» влаги, что увеличивает степень наполнения и уменьшает объем компаунда при последующем отверждении продукта кальцинации.
4.5. Остекловывания низко- и среднеактивных отходов
Для иммобилизации отходов низкого и среднего уровня активности интенсивно разрабатывается технология остекловывания. В США (Хэнфорд) построен завод по остекловыванию низкоактивных отходов c ожидаемым суммарным объем стекла с отходами будет более 200 тыс. куб. м. В Южной Корее (Таежун) вводится в эксплуатацию завод по остекловыванию низкоактивных отходов АЭС. В России (Сергиев Посад) с 1999 года работает установка по остекловыванию низко- и среднеактивных отходов.
Стеклообразное вещество образуется при затвердевании переохлажденных расплавов и является твердотельной разновидностью аморфного состояния. Стеклянная матрица обладает высокой емкостью к иммобилизации различных радионуклидов и долговременной устойчивостью.
Основу их составляют оксиды: диоксид кремния, оксиды бора и фосфора. В полимерном каркасе из радикалов SіO2, В2O3, Р2O3 растворены ионы-модификаторы - оксиды щелочных и щелочноземельных металлов, способствующие снижению температуры плавления и уменьшению вязкости расплава. Преобладание ковалентных связей обуславливает полимерное строение стекла и приводит к пониженной летучести его компонентов, а также обуславливает относительно низкие коэффициенты диффузии в стекле.
Радионуклиды входят в структуру стекла как стеклообразователи или модификаторы, либо как компоненты включений, окруженные стекломатрицей.
Выбор стекол в качестве матрицы определяют:
химическая устойчивость к выщелачиванию водой;
термическая и радиационная стойкость, препятствующая переходу радионуклидов в газовую фазу;
механическая прочность;
возможность включения в структуру стекла различающихся по химическому составу отходов;
обеспечение максимального концентрирования в процессе отверждения;
хорошо отработанная технология получения стекла.
Свойства остеклованных форм радиоактивных отходов обеспечивают высокую надежность удержания радионуклидов стеклом (таб. 4.7).
Наибольшее распространение получили боросиликатные стекла с кремниево-кислородным трехмерным каркасом. Бор служит модификатором, понижающим температуру варки и увеличивающим прочность стекла.
Радиоактивный шлам или кальцинированный порошок предварительно смешивают со стеклообразующим материалом (флюсом) и полученную смесь (шихту) подвергают плавлению. Стеклообразующие добавки и отходы могут подаваться в плавитель отдельными потоками, соотношение которых поддерживается на уровне, обеспечивающем получение стекла заданного химического состава (Рис.4.5).
Таблица 4.7.
Параметры остеклованных форм радиоактивных отходов
Свойства |
Отходы |
||
РБМК |
ВВЭР |
сульфатно-хлоридные |
|
Содержание окислов отходов, % массы |
30 -35 |
35 - 45 |
30 - 35 + до 15% хальмоза |
Плотность, г/см3 |
2,5 -2,7 |
2,4 - 2,6 |
2,4 - 2,7 |
Прочность, МПа |
80 -100 |
70 - 85 |
50 - 70 |
Скорость выщелачивания, г/(см2-сут) |
|
|
|
137Сs |
10-5 -10-6 |
~10-5 |
~10-5 |
90Sr |
10-6 -10-7 |
~10-6 |
10-6 - 10-7 |
Сг, Мn, Fe, Со, Ni |
~10-7 -10-8 |
~10-7 |
~10-7 - 10-8 |
РЗЭ, |
~10-8 |
|
~10-8 |
актиниды |
10-5 -10-6 |
~10-5 |
10-4 - 10-5 |
В |
<10-8 |
|
<10-8 |
SO42- |
~10-6 при содержании менее 1% |
- |
10-4 - 10-5 при содержании до15% |
Для получения высокостойкого стекла шихта для его варки должна:
содержать флюс без летучих компонентов;
вязкость при температуре варки должна составлять 2-10 Па·с,
электропроводность - обеспечивать возможность выбора источника электронагрева.
Температура варки должна обеспечивать разложения термически неустойчивых соединений и необходимую степень гомогенизации.
Варка боросиликатного стекла обычно проводится при температуре 1150-1250°С.
Рис.4.5. Принципиальная схема технологии остекловывания ЖРО.
Сокращение объема при остекловывании составляет 4,2 …4,5. Унос наиболее летучего радиоактивного компонента 134,137Сs не выше 3,5 %.
При получении боросиликатных стекол в качестве флюсующих добавок используют кремнезем, оксид алюминия, борный ангидрит, борную кислоту, соединения лития или натрия.
Флюсующими материалами служат природные материалы: датолитовый концентрат, глины, кварцевый песок.
При получение фосфатных стекол с более низкой температурой варки (900-1000оС) к отходам добавляют фосфорную кислоту или фосфаты. Фосфатные стекла обладают более высокой способностью растворять оксиды металлов: МоО3, NaO, Nа2SO4 (в случае боросиликатных стекол превышение пределов растворимости содержания в отходах сульфатов и хлоридов приводит к серьезной технологической проблеме: образованию на поверхности расплава отдельной фазы, так называемого хальмоза, обогащенного радионуклидами и обладающего высокой реактивностью). К недостаткам фосфатных стекол можно отнести более высокую склонность к расстекловыванию (кристаллизации), приводящую к снижению химической стойкости, повышенному уносу рутения из расплава. Кроме того, фосфатные расплавы обладают высоким коррозионным воздействием на керамические огнеупоры.
Химическая стойкость стекол, определяемая скоростью выщелачивания натрия из образцов силикофосфатных стекол в дистиллированную воду, возрастает на 15 сутки контакта от 9·10-7 г/(см2·сут) до 7·10-8 г/(см2·сут). Для фосфатных (без оксида кремния) стекол того же состава изменение этого показателя составляет от 1,1·10-6 г/(см2·сут) до 2,2·10-7 г/(см2·сут).
При подаче жидких отходов непосредственно в зону высоких температур расплава осуществляются процессы обезвоживания, кальцинации и плавления в одном аппарате. Водяной пар при контакте с расплавом может образовывать азеотропные смеси отдельных компонентов и летучие соединения. Кроме того, происходит механический унос частиц смеси. Одним из вариантов технологического оформления является постепенная подача раствора в тигель, при переработке расплавленный материал покрыт слоем кальцинированного твердого остатка, который в свою очередь покрыт слоем кипящего раствора. Находящийся на поверхности расплава твердый продукт является сорбентом для летучих соединений, слой жидкости частично задерживает аэрозоли.
Использование керамического плавителя в одностадийном процессе приводит к необходимости увеличивать поверхность варочной зоны, т.к. необходимая для обезвоживания перерабатываемых отходов энергия подводится через поверхность расплава.
Недостатком существующих вариантов технологических схем и установок остекловывания РАО является отсутствие надежных малогабаритных дистанционно управляемых плавителей, способных работать длительное время при высоких температурах, что связано в первую очередь с низкой коррозионной устойчивостью керамических огнеупоров.
Таблица 4.8.
Состав стекол для иммобилизации эксплуатационных радиоактивных отходов АЭС с реакторами РБМК и ВВЭР в индукционном плавителе с холодным тиглем, мас. % [68]
реактор |
Na2О |
СаО |
Аl2О3 |
В2О3 |
SiО2 |
Р2O5 |
Другие |
Отходы |
РБМК |
16,2 |
15,5 |
2,5 |
7,5 |
48,2 |
|
10,3 |
|
ВВЭР |
24,0 |
6,2 |
4,3 |
9,0 |
46,8 |
|
9,7 |
|
Si-Р, <1000°С |
18,0-27,5 |
|
14,0-26,0 |
0,0-6,0 |
1,0-10,5 |
40,0-55,0 |
|
18,0-36,0 |
Р, <1000°С |
24,0 |
|
19,0 |
|
|
53,9-56,3 |
0,7-3,1 |
|
Р, <1000°С |
18,0-27,5 |
|
14,0-26,0 |
0,0-6,0 |
1,0-10,5 |
40,0-55,0 |
|
18,0-36,0 |
Р, ~1000°С |
23-26 |
|
14-19 |
|
|
52-54 |
|
21-26 |
В-Р, >1000°С |
22,0-26,0 |
|
13,0-28,0 |
3,0-6,0 |
|
38,0-55,0 |
0,5-1,0 |
|
Другие: К2О, Fе2О3, SО4, NaС1, Li2О
Перспективными являются индукционные плавители с холодным тиглем (ИПХТ). Использование более высоких температур и наличие в плавителе активного гидродинамического режима (перемешивание расплава вихревыми токами) обеспечивает высокую однородность получаемого расплава и отвержденного материала. Кроме того, использование высоких температур создает возможность включения РАО не только в боросиликатные и фосфатные, но и безборатные стекла на алюмосиликатной или титаносиликатной основе и минералоподобные материалы.
В таблице 4.9 приведены параметры процесса остекловывания радиоактивных отходов в индукционном аппарате плавления с холодным тиглем(ИПХТ) .
Таблица 4.9.
Свойства стекол
Параметр |
|
Тип ректора |
|
РБМК |
ВВЭР |
||
Удельная активность стекла |
Бк/кг |
(3,7 - 7,0)∙106 |
2,7∙106 |
Температура варки, |
°С |
1150±25 |
1130±20 |
Вязкость стекла при 1200°С |
Па·с |
3,9 |
1,6 |
Удельное сопротивление при 1200°С |
Ом·м |
0,028 |
0,027 |
Удельная производительность, |
кг/м2-ч |
120 - 160 |
140 - 180 |
Удельное потребление энергии, |
кВч/кг |
5,0 - 6,0 |
4,5 - 6,0 |
Унос аэрозолей, |
мас.% |
1,0 - 1,2 |
1,0 - 1,2 |
Унос радионуклидов (134, 137 Сs,) |
% |
3,0 - 3,9 |
3 - 4 |
Зольный остаток от сжигания твердых радиоактивных отходов является пылящим продуктом, концентрирующим в себя радионуклиды из сжигаемых отходов. Обычно зольный остаток цементируют. Цементная матрица включает не более 20-30% зольного остатка и скорость выщелачивания ее составляет 103-104г/см2сут. Остеклованные зольные остатки более устойчивы к выщелачиванию (105-107г/см2сут). Объем иммобилизованных отходов при остекловывании значительно ниже, чем при цементировании.
Остекловывание зольного остатка производят в плавителях с применением порошкообразных металлизированных топлив [69].
Применение порошкообразных металлизированных топлив позволяет получать стеклокомпозит безаппаратно, т. е. непосредственно в контейнерах, поскольку процесс остекловывания идет автономно - за счет экзотеримических реакций окисления топлива. Для этого зольный остаток перемешивают с топливом в соотношении (мас.%) 60 : 40, смесь помещают в контейнер с двойными стенками и поджигают сверху, после чего процесс плавления и происходит в самоподдерживающемся режиме (рис. 12.5).
Унос радионуклидов при остекловывании зольного остатка <1-2%. Автономное остекловывание с помощью порошкообразного металлизированного топлива применяется также и для иммобилизации неорганических ионообменников (клиноптилолит) и загрязненного глинистого грунта.
Вопросы для самопроверки.
