Гидротермальная переработка условно жидких радиоактивных отходов

Гидротермальная переработка условно жидких радиоактивных отходов

Автор: Голуб, Андрей Владимирович

Шифр специальности: 02.00.04

Научная степень: Кандидатская

Год защиты: 2012

Место защиты: Владивосток

Количество страниц: 130 с. ил.

Артикул: 5523104

Автор: Голуб, Андрей Владимирович

Стоимость: 250 руб.

Гидротермальная переработка условно жидких радиоактивных отходов  Гидротермальная переработка условно жидких радиоактивных отходов 

ОГЛАВЛЕНИЕ
СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ
ВВЕДЕНИЕ.
ГЛАВА 1 ИСТОЧНИКИ ОБРАЗОВАНИЯ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ И ФИЛЬТРОПЕРЛИТА, СПОСОБЫ ОБРАЩЕНИЯ С УСЛОВНО ЖИДКИМИ РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ
1.1. Источники поступления жидких радиоактивных отходов на АЭС
1.1.1. Особенности образования, сбор и очистка жидких радиоактивных отходов на АЭС с реакторами типа РБМК.
1.1.2. Характеристики кубового остатка
1.1.3. Методы обращения с кубовым остатком на АЭС.
1.2. Намывные фильтры источники загрязненного фильтроперлита на АЭС
с реакторами типа РБМК
1.2.1. Характеристики отработанного фильтроперлита, хранящегося на АЭС. Проблемы обращения с условно жидкими радиоактивными отходами
1.2.2. Структура и свойства перлита.
1.3. Гидротермальные процессы переработки радиоактивных отходов.
1.3.1. Предполагаемые процессы в реакторе гидротермальной установки
ГЛАВА 2 МЕТОДЫ ИССЛЕДОВАНИЯ.
2.1. Методы исследования
2.2. Процесс гидротермального окисления.
2.3. Процесс гидротермального растворения фильтроперлита
ГЛАВА 3 ЛАБОРАТОРНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ОЧИСТКИ МОДЕЛЬНЫХ РАСТВОРОВ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ, РАСТВОРЕНИЯ
ФИЛЬТРОПЕРЛИТА И ОКИСЛЕНИЯ НЕФТЕПРОДУКТОВ.
3.1. Изучение гидротермального окисления модельных растворов кубового остатка
3.2. Изучение гидротермального растворения пульны фильтроперлита.
3.3. Изучение гидротермального окисления модельных растворов
радиационнозагрязненных масел
ГЛАВА 4 ПОЛУПРОМЫШЛЕННЫЕ ИСПЫТАНИЯ ГИДРОТЕРМАЛЬНОЙ ТЕХНОЛОГИИ ОЧИСТКИ ФИЛЬТРОПЕРЛИТА В СРЕДЕ КУБОВОГО ОСТАТКА
4.1. Полупромышленные испытания гидротермальной технологии переработки условно жидких радиоактивных отходов.
4.2. Стендовые испытания технологии гидротермальной переработки кубового остатка на Курской АЭС
4.2.1. Принцип действия узлов сорбционной очистки
4.2.2. Устройство и принцип действия блока гидротермального окисления БГО
4.2.3. Результаты испытаний по очистке кубового остатка от радионуклидов
4.3. Стендовые испытания технологии гидротермальной переработки кубового остатка, осложненного фильтроперлитом, на Курской АЭС. ГЛАВА 5 ТЕХНОЛОГИЧЕСКАЯ ЦЕПОЧКА ПЕРЕРАБОТКИ УСЛОВНО
ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ
5.1. Технологическая цепочка переработки
ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ


Автор принимал непосредственное участие во всех лабораторных экспериментах гидротермальной иммобилизации радионуклидов Со из модельных растворов, растворения фильтроперлита и окисления нефтепродуктов. Автор занимался конструированием пилотной гидротермальной установки, изготовлением и наладкой системы управления. Автор также участвовал в полупромышленных испытаниях пилотной гидротермальной установки по переработке кубового остатка на Нововоронежской АЭС и Курской АЭС, а также переработке УЖРО на Курской АЭС. Основные результаты работа были представлены на следующих научных мероприятиях i Ii i ii , . I и IV Российских школах по радиохимии и ядерным технологиям Озерск, , II Международном симпозиуме по сорбции и экстракции Владивосток, Приморские зори Владивосток, 9 ii iii i i Viv, 6й Российской конференции по радиохимии Москва, . По материалам диссертации опубликовано работ, из них 3 статьи 2 статьи опубликованы в ведущих рецензируемых научных журналах, рекомендуемых ВАК Атомная энергия, Доклады Академии наук, 1 статья в трудах международной конференции, тезисов в трудах конференций. Работа выполнена в соответствии с плановой тематикой Института химии ДВО РАН, тема 4 и представлена на различных конференциях при поддержке грантов РФФИ 0мобзрос, 0мобзрос президиума ДВО РАН , III2, . Диссертационная работа состоит из введения, 5 глав, выводов, списка использованных источников, содержащего наименований. Работа изложена на 0 страницах, содержащих рисунка, таблиц в тексте. Приложение на 7 страницах. Безопасное обращение с отработанным ядерным топливом и радиоактивными отходами, надежная изоляция радиоактивных веществ от биосферы является проблемой, от решения которой зависит доверие общества к атомной энергетике и ее развитию как одного из основных источников энергии. В соответствии с общепринятой концепцией обращение с РАО включает в себя сбор, сортировку, первичную переработку, кондиционирование, хранение и захоронение радиоактивных отходов. Для жидких радиоактивных отходов ЖРО наиболее значимыми стадиями являются первичная переработка и кондиционирование максимально возможное сокращение объемов ЖРО и перевод жидких отходов в твердое состояние. Все эти меры обеспечивают стабильную физикохимическую форму, максимально ограничивающую выход радионуклидов за пределы материаламатрицы и инженерных барьеров АЭС. В данном обзоре автор ставит своей задачей дать общую схему образования кубовых остатков в технологических процессах обращения с ЖРО на АЭС и рассмотреть методы переработки кубовых остатков на АЭС, как уже используемые в практике, так и разрабатываемые. Поскольку наиболее перспективными методами переработки кубовьтх остатков являются селективные методы, в которых загрязняющие радионуклиды селективно удаляются из общего солевого раствора, в обзоре уделено специальное внимание селективным сорбентам, позволяющим осуществлять такие процессы. РБМК, в литературном обзоре рассматриваются различные способы жидкофазного окисления растворов. Источники поступления жидких радиоактивных отходов на
При эксплуатации АЭС образуется определенное количество радиоактивных отходов в виде жидких, твердых и газообразных веществ, переходящих в теплоноситель реакторного контура через неплотности оболочек тепловыделяющих элементов ТВЭЛов 1. На рис. ТВЭЛа реактора типа РБМК. Рис. Одним из основных устройств энергетического реактора на тепловых нейтронах являются ТВЭЛы, представляющие собой цилиндрическую оболочку, заполненную ядерным топливом в виде таблеток диоксида урана и. Диоксид урана химически инертен, обладает высокой температурной и радиационной стойкостью. Оболочки и заглушки предохраняют ядерное топливо от химического взаимодействия с теплоносителем и удерживают радиоактивные продукты деления от попадания их в теплоноситель. Все продукты деления образуются внутри ТВЭЛов. Выход через герметичную оболочку ТВЭЛа в охлаждающую воду возможен только за счет процесса диффузии и при появлении трещин в оболочке 2, 3. I и др. Ба, Бг, ЛЬ и др. Тритий Т. В табл. Основным долгоживущим радионуклидом, присутствующим в ЖРО АЭС, является 7Сз 35. Кг 4,5 ч 3Хе 2,2 ч .

Рекомендуемые диссертации данного раздела

28.06.2016

+ 100 бесплатных диссертаций

Дорогие друзья, в раздел "Бесплатные диссертации" добавлено 100 новых диссертаций. Желаем новых научных ...

15.02.2015

Добавлено 41611 диссертаций РГБ

В каталог сайта http://new-disser.ru добавлено новые диссертации РГБ 2013-2014 года. Желаем новых научных ...


Все новости

Время генерации: 0.234, запросов: 121