- •1. Обращение с рао. 3
- •Введение
- •1. Радиоактивные отходы (рао). Классификация и способы утилизации
- •1.1 Стекло
- •1.2 Эпоксидные компаунды
- •1.3 Цементирование и битумирование
- •1.4 Получение керамических материалов
- •1.5 Методы получения матричных материалов
- •2. Описание процесса свс. Основные определения
- •2.1 Требования к матричным материалам
- •Заключение
- •Список использованных источников
Содержани
Введение 2
1. Радиоактивные отходы (РАО). Классификация и способы утилизации 3
1.4 Получение керамических материалов 14
1.5 Методы получения матричных материалов 16
2. Описание процесса СВС. Основные определения 16
2.1 Требования к матричным материалам 18
Заключение 24
Список использованных источников 25
Введение 2
1. Обращение с рао. 3
1.1 Стекло 8
1.2 Эпоксидные компаунды. 11
1.3 Цементирование и битумирование 12
1.4 Получение керамических материалов. 13
1.5. Методы получения матричных материалов. 15
2. Метод СВС. Общие теоретические сведения 16
2.1 Требования к матричным материалам 17
Заключение 23
Список использованных источников 24
Введение
Активное развитие ядерных программ приводит к накоплению все возрастающих объемов радиоактивных отходов (РАО). Необходимость изоляции радиоактивных отходов от окружающей среды в течение длительного времени и стремлении сократить срок обслуживания мест хранения привели к необходимости перевода радионуклидов и других опасных соединений в твердые формы. В соответствии с Основными санитарными правилами (ОСП-72/87), ЖРО по удельной активности делятся на следующие категории:
низкоактивные – ниже Ки/л;
среднеактивные – от до 1 Ки/л;
высокоативные – 1 Ки/л и выше.
Наиболее опасными являются жидкие ВАО, образующиеся при переработке ОЯТ.
Согласно МАГАТЭ, жидкие ВАО подлежат конденсированию, т.е. перевод в химически- и радиационно-устойчивую форму, сохраняющую свою стабильность на протяжении всего времени хранения. В настоящее время в промышленности реализовано несколько методов отверждения и иммобилизации РАО – это остекловывание, иммобилизация в керамические соединения (минераподобные, фосфатная, монофазная керамика, многофазная керамика, керамика на основе окида титана), цементирование и битумирование, микрокапсулирование. Каждая технология имеет ряд преимуществ и недостатков, используется для разных видов отходов (с предварительной подготовкой РАО). Также технологии различаются по физико-химическим параметрам процесса, техническому оформлению, и включает различные материалы (или их соотношение) в зависимости от вида процесса. [1]
Целью работы является изучение и сравнительный анализ иммобилизационных методов РАО.
1. Радиоактивные отходы (рао). Классификация и способы утилизации
Радиоактивные отходы можно разделить на три категории: жидкие, газообразные и твердые.
К газообразным относятся радионуклиды криптон, ксенон, йод, тритий, углерод-14 и ряд других. Для уменьшения активности осуществляется их временная задержка, либо их пропускают через радиохроматографическую систему очистки газов и выбрасывают в атмосферу через высокую трубу, чтобы обеспечить лучшее разбавление в воздухе.
К жидким отходам относятся загрязненная воды, пульпы ионообменных смол и фильтроматериалы. Они подвергаются очистке, а концентрированные жидкие отходы хранятся в специальных емкостях, далее отверждаются и захораниваются.
К твердым отходам относят:
твердые отходы, возникающие после отверждения концентрированных жидких радиоактивных отходов (ЖРО);
детали оборудования, снятые с эксплуатации (насосы, задвижки, фильтры и т.п.);
использованный инструмент и материалы.
Эти отходы подвергаются обработке и помещают в хранилище твердых отходов на территории АЭС. Их количество зависит от типа реактора, но не превышает 2000 м3/ГВт·год.
По степени опасности для людей РАО принято классифицировать по их удельной активности:
низкоактивные (НАО);
среднеактивные (САО);
высокоактивные (ВАО).
В рамках программы МАГАТЭ по разработке норм безопасности при обращении с РАО в 1994 г. предложена унифицированная система их классификации, в соответствии с которой выделены следующие категории отходов:
отходы высокой удельной активности (ОВУА);
отходы средней и низкой удельной активности (ОСУА и ОНУА), которые подразделяются на коротко- и долгоживущие отходы;
отходы очень низкой удельной активности (ООНУА).
Последние (введенная МАГАТЭ новая категория отходов) представляют собой неоднородную группу отходов с удельной активностью менее 300 кБк/кг для искусственных радионуклидов или менее 500 кБк/кг для природных радионуклидов (критерии, используемые во Франции). Эти отходы имеют настолько низкое содержание радионуклидов, что могут быть при определенных условиях выведены из-под контроля регулирующих органов. Дальнейшее обращение с ними может быть ограничено использованием на площадках предприятий атомной промышленности или стать неограниченным, подобно обращению с нерадиоактивными отходами.
В мировой практике до сих пор нет согласованных количественных значений, позволяющих четко разграничить ОНУА и ОСУА (таблица 1.1.1). Основной количественный критерий твердых ОНУА, принятый в ряде стран, определяется удельной активностью α -излучателей, которая не должна превышать 3,7 МБк/кг. В других странах, например в Великобритании, этот критерий несколько выше: для α-излучателей - 4 МБк/кг, для β/γ-излучателей - 12 МБк/кг. Соответственно, к ОСУА относят отходы с активностью в интервале от 3,7 МБк/кг до 3,7 ГБк/кг, а к ОВУА - > 3,7 ГБк/кг. Большая часть короткоживущих ОСУА образуются при эксплуатации АЭС и других ядерных энергетических установок, а долгоживущих ОСУА - в процессе переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). ОВУА - это в основном продукты деления и долгоживущие трансурановые элементы, образующиеся при переработке ОЯТ. [2]
Таблица 1. Примерная классификация РАО в разных странах
|
Франция |
Великобритания |
США |
Япония |
Италия |
ВАО |
Класс “С”: Остеклованные ПД с высоким тепловыделением, Аα>3,7 ГБк/т |
Тепловыделяющие элементы с Аα>3,7 ГБк/т |
Удельная активность > 3,7 МБк/т; |
Первичный экстракт переработки ОЯТ + продукты остекловывания |
3 категория: Аα>100 Бк/г, Срок хранения 1000 лет (α- изл., n – изл.) продукты переработки |
САО |
Класс “В”: Удельная активность < 3,7 ГБк/т Т1/2 > 30 лет. |
Не выделяют тепла. Аα>3,7 ГБк/т |
|
|
2 категория: Аα=100 Бк/г, срок хранения 10-100лет. |
НАО |
Класс “А”: Удельная активность < 3,7 МБк/т; без тепловыделения. Т1/2 < 30 лет.
|
Удельная активность: Аα<3,7 МБк/т Аγ/β<12МБк/т |
Удельная активность < 3,7 МБк/т; |
Все остальные отходы |
1 категория: 3,7 Бк/г ВРТН 37 Бк/г УРТН 370 Бк/г НРТН |
Образующиеся в результате производства электроэнергии на АЭС РАО низкого и среднего уровней активности, объемы которых составляют менее 800 тонн в год на один ГВт электрической мощности, можно окончательно захоранивать в приповерхностных или подземных хранилищах, что и имеет место на практике в ряде стран, располагающих технологиями переработки ОЯТ.
Отходы ВАО, содержащие 99% радиоактивности всех отходов ядерной энергетики, составляют около 30 тонн в год на один ГВт мощности или
3 кубических метра кондиционированных отходов после переработки. Такие отходы в большинстве стран хранятся во временных хранилищах.
Что касается обработки и кондиционирования, то жидкие РАО в промышленном масштабе традиционно обрабатывают методами упаривания, ионного обмена и осаждения с целью концентрирования радиоактивных загрязнений. Кроме того, предстоит расширить применение таких перспективных методов обработки жидких РАО, как электрические процессы (например, гальванокоагуляция), высокоградиентная магнитная сепарация и мембранные процессы (ультрафильтрация, обратный осмос, электродиализ, жидкие мембраны, в том числе в комбинации их с традиционными методами. В последние годы сорбционный метод в комбинации с ультрафильтрацией рассматривается как один из перспективных подходов к проблеме очистки (в том числе и от актиноидов) водных сбросов ядерных установок.
Твердые РАО подвергают сжиганию и прессованию, особенно суперпрессованию, что обеспечивает высокий коэффициент уменьшения объема отходов. В настоящее время суперпрессование (в Бельгии, Великобритании, Германии, Нидерландах, США, Франции, Японии) применяют только для ОНУА. В Великобритании в 1995 г. в результате ввода в эксплуатацию установки Wamac в Селлафилде удалось на 61% снизить объём ОНУА, подлежащих удалению в хранилище в Дригге, что позволило сэкономить несколько миллионов долларов.
Влажные ОСУА, образующиеся в результате переработки ОЯТ, занимают большие площади для временного хранения. Обрабатывают эти отходы методом суперпрессования (с предварительной сушкой) на установке Drypac, которую планируют ввести в эксплуатацию в 2003 г. в Селлафидде.
Во Франции внедрение прессования вместо цементирования конструкционных отходов с перерабатывающих заводов UP3 и UP2, с последующим помещением их в универсальную канистру, используемую для остеклованных ОВУА, позволит сократить их объем в 4 раза.
Смешанные РАО являются особым типом отходов, которые, помимо радиоактивных включают химически опасные отходы (органические и неорганические). Большие преимущества для обработки РАО, смешанных с органическими отходами, будет, по-видимому, иметь THOR-процесс, конечным твердым продуктом которого являются инертные оксиды радиоактивных металлов. Этот процесс, разработанный шведской фирмой Studsvik Inc., представляет собой пиролиз и паровой риформинг органических отходов до образования газообразных продуктов. Объем отходов, обработанных по THOR-технологии, может быть сокращен примерно на 95%. С августа 1999 г. в Эрвине (шт. Теннесси) эксплуатируется первая в США промышленная установка с использованием этого процесса.
Трансурановые и смешанные трансурановые отходы, которые образовались за годы производства ядерного оружия, требуют разработки новых перспективных технологий обращения с ними. В США приняты долгосрочные программы, выполнение которых сдерживается отсутствием таких технологий. Важным успехом станет начало эксплуатации в 2003 г. установки AMWTF (шт. Айдахо) для сжигания смешанных отходов, представляющих собой α-излучающие ОНУА и трансурановые отходы (ТУО), загрязненные полихлорированными бифенилами и другими химически опасными веществами. Зольные остатки от сжигания предполагается кондиционировать путем цементирования или остекловывания. Стоимость проекта установки составляет 1,2 млрд. дол. [3]
Надежным способом кондиционирования ОВУА с целью их долговременной (104-105 лет) изоляции от биосферы является их иммобилизация в неорганические матрицы, реализуемая с помощью высокотемпературных процессов. Стекло, керамика, минералоподобные композиции обладают более высокой химической, механической и радиационной устойчивостью, чем полимерные материалы и цементные компаунды. В настоящее время остекловывание является единственным методом промышленного масштаба, позволяющим проводить отверждение в безопасную форму жидких ОВУА, объем образования которых составляет в среднем 0,1 м3 от переработки 1 т ОЯТ. В результате остекловывания происходит уменьшение объема жидких ОВУА на 1/3 их первоначального объема.
Наиболее высокую опасность представляют жидкие радиоактивные отходы. В настоящее время существует несколько методов их иммобилизации. Рассмотрим более подробно некоторые из них. [4]