Обращение с жидкими радиоактивными отходами в проектах АЭС нового поколения с реактором ВВЭР

Обращение с жидкими радиоактивными отходами в проектах АЭС нового поколения с реактором ВВЭР

Автор: Онуфриенко, Сергей Викторович

Шифр специальности: 05.14.03

Научная степень: Кандидатская

Год защиты: 2002

Место защиты: Санкт-Петербург

Количество страниц: 146 с. ил

Артикул: 2321034

Автор: Онуфриенко, Сергей Викторович

Стоимость: 250 руб.

Обращение с жидкими радиоактивными отходами в проектах АЭС нового поколения с реактором ВВЭР  Обращение с жидкими радиоактивными отходами в проектах АЭС нового поколения с реактором ВВЭР 

Содержание
Введение
1 Литературный обзор
1.1 Современные методы но переработке жидких радиоактивных сред
1.2 Современные методы отверждения жидких радиоакгивных отходов
1.3 Выводы
2 Современное состояние проблемы накопления и переработки жидких радиоактивных отходов на действующих АЭС
2.1 Этапы обращения с РАО
2.2 Основные источники образования ЖРО на АЭС
2.3 Состояние с накоплением и переработкой ЖРО
2.4 Основные задачи по обращению с ЖРО на действующих АЭС
2.5 Выводы
3 Обоснование технических решений по обращению с жидкими радиоактивными отходами в проектах АУС нового поколения
3.1 Организация дифференцированного сбора ЖРС в зависимости от химического состава и активности
3.3 Совершенствование технологии очистки продувочной воды парогенераторов
3.3.1 Сравнительный анализ вариантов системы очистки продувочной воды ПГ
3.3.2 Обоснование работоспособности выпарного аппарата СОПВ ПГ
3.4 Обоснование применения ионоселективных сорбентов
3.5 Обоснование современных малоотходных способов дезактивации
3.6 Выбор метода отверждения жидких радиоактивных отходов
3.7 Выводы
4 Заключение
5 Литература
Введение
Безопасное обращение с радиоактивными отходами, их надежная изоляция от биосферы является проблемой, от решения которой зависит доверие общества к атомной энергетике и ее развитие, как одного из основных источников энергии.
Основная трудность обращения с радиоактивными отходами и, в частности, с жидкими радиоактивными отходами ЖРО заключается в постоянном повышении требований к их переработке и хранению. ЖРО образуются в результате переработки ЖРС, сложный химический состав которых и большие объемы приводят к дополнительным проблемам. Большие объемы поступлений ЖРО, их временное хранение на промышленной площадке в некондиционированном виде негативно сказываются на радиационной безопасности АЭС и приводят к дополнительным издержкам.
Вследствие этого стали проводиться научные исследования, направленные на разработку новых технологий и технологических схем, которые способны снизить объемы поступлений ЖРС и, как следствие, ЖРО. Уменьшение объема поступлений стало одним из основных принципов обращения с жидкими низкоактивными и среднеактивнымн средами на АЭС.
Одним из подходов, направленных на снижение поступлений ЖРС, является проведение на эксплуатируемых АЭС организационнотехнических мероприятий по минимизации их образования нормирование, частичная модернизация оборудования и технологических схем, повышение культуры эксплуатации. Однако, сокращение поступлений ЖРС таким способом ограничено технологическими пределами.
Достижение принципиально низкого уровня образования жидких радиоактивных отходов в наибольшей мере достижимо в проектах АЭС
новою поколения мри использовании системного подхода к этой проблеме на основе анализа источников образования жидких радиоактивных сред по опыту эксплуатации действующих АЭС, а также анализа применения современных технологических процессов и схемных решений.
Основным критерием системного подхода при разработке технологических схем обращения с ЖРС и ЖРО и методов их переработки является достигаемый уровень радиационной безопасности и экономической целесообразности.
Совершенствование технологических схем обращения с радиоактивными средами АЭС это прежде всего рациональное разделение технологических потоков, близких по своему составу, с целью их очистки или переработки экономически оправданными методами. При этом, особое внимание уделяется повторному использованию этих сред после предварительной очистки.
Одним из основных принципов при разработке технологических схем АЭС нового поколения является организация раздельного сбора и переработки теплоносителя первого контура и трапных вод. Это дает возможность повторно использовать борную кислоту и дистиллят для подпитки первого конту ра и снизить объемы трапных вод. Соответственно снижаются объемы ЖРО, подлежащие кондиционированию, и объемы отвержденных компаундов, которые подлежат временному хранению на площадке АЭС и последующему захоронению.
В связи с отсутствием мест окончательного размещения захоронения радиоактивных отходов в нашей стране основной акцент в настоящее время делается на хранении РАО в кондиционированном виде на площадке АЭС.
Актуальность


В соответствии с этим, сокращение объемов радиоактивных отходов является актуальной задачей, решение которой влияет на экономические показатели АЭС. На большинстве АЭС ЖРС концентрируются, а концентраты хранятся в специальных емкостях или отверждаются цементирование, бтумирование. Очищенная вода используется повторно или выводится в окружающую среду. Большие объемы отходов определяют необходимость минимизации, что диктуется как экономическими факторами, так и требованиями безопасной локализации радиоактивных отходов. Основными технолошческими процессами, приводящими к существенной минимизации отходов, являются процессы разделения радиоактивных и нерадиоактивных компонентов ЖРО. Основным фактором, влияющим на объем кондиционированных радиоактивных отходов, является масса нерадиоактивных солей, поступающая в концентрат из отработанных технологических растворов. Сравнительно низкая степень наполнения битумных и цементных компаундов также ограничивает возможности по минимизации радиоакгивных отходов. Весьма перспективными для минимизации отходов является технология селективного выделения из ЖРО долгоживущих радионуклидов Ся, Со, определяющих радиотоксичность отходов, в небольшие объемы в форме труднорастворимых соединений 2. Труднорастворимые соединения радионуклидов, образующиеся в процессе обработки, являются первым и существенным барьером на пути миграции радионуклидов в окружающую среду. Отсутствие в выделенных соединениях хорошо растворимых компонентов в виде нитратных или других солей также оказывает благоприятное влияние при локализации захоронении отходов. Отсутствие растворимых нерадиоактивных солей приводит к уменьшению миграционной способности выщелаченных радионуклидов, к созданию оптимальных условий их сорбции дополнительными сорбционными барьерами из природных материалов. Технология селективного выделения радионуклидов получает свое развитие не только в области переработки ЖРО, но и переходит в область дезактивации радиоактивных технологических сред, обеспечивая фиксацию радиоакгивных компонентов непосредственно вблизи мест их образования в формах, удобных для иммобилизации. Это может стать дополнительным фактором для улучшения радиационной обстановки на АЭС, предприятиях топливного цикла и окружающей среды. Предварительная обработка ЖРО. Предварительная обработка ЖРО обычно проводится для устранения мешающих факгоров и служит повышению эффективности очистки. В некоторых случаях перед очисткой требуется предварительная обработка но удалению масел, растворителей, механических примесей фильтрацией или другими методами. В процессе фильтрации удаляются радионуклиды, сорбированные на взвесях или коллоидных частицах. Вели для радионуклидов цезия характерна ионная форма, то кобальт и стронций в присутствии щавелевой кислоты, ЭДТА и ОЭДФ образуют устойчивые внутрикомплексныс соединения, растворимые в щелочной среде. Склонность к образованию комплексных соединений особенно характерна для кобальта, выделение которого обычными методами крайне затруднено. Так, например, проведенные специалистами Окриджской национальной лаборатории эксперименты но выделению ЫСо из ЖРО методами прямого химического осаждения и сорбцией на специальных ионообменных смолах не увенчались успехом 3. Изменение может быть использовано для обработки отходов, содержащих радионуклиды в форме комплексных соединений с целью их разложения. Прочность комплексных соединений металлов, в том числе Со и Бг, образованных анионами слабых кислот, зависит от раствора. Например, комплексы с ЭДТА в кислой среде диссоциируют с образованием свободной кислоты и ионных форм радионуклидов. Таким образом, коррекция может быть использована для уменьшения устойчивости комплекса и создания оптимальных условий осаждения или сорбции. Известно, что стронций не соосаждается с сульфатом бария из щелочных растворов, содержащих ЭДТА 4. Однако, при 5 или меньше комплекс щелочноземельных элементов неустойчив и металлы осаждаются в виде нерастворимых сульфатов. Изменение приводит к увеличению солесодержания ЖРО. АЭС с ВВЭР РК, которые образуют буферные растворы.

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: 0.273, запросов: 237