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]