Исследование процесса остекловывания пульпообразных радиоактивных материалов с использованием энергии СВЧ излучения

• Автор: Васильев, Александр Викторович
• Шифр специальности: 05.17.02
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2002
• Место защиты: Железногорск
• Количество страниц: 129 с. : ил

ОГЛАВЛЕНИЕ
ВВЕДЕНИЕ
Глава 1 Литературный обзор
1.1 Основные методы переработки радиоактивных отходов
1.2 Преимущества СВЧ (микроволновой) энергии как источника тепла при отверждении РАО
1.3 Практическое использование СВЧ нагрева при переработке РАО
Глава 2 Исследование технологических параметров процесса СВЧ
остекловывания пульпообразных материалов в металлическом
тигле-контейнере
2.1 Физико-химические и реологические характеристики пульпы
2.2 Разработка методики моделирования пульп, накопленных в
емкостях объемом 3200 м
2.3 Технологические параметры процесса СВЧ остекловывания пульпообразных РАО в фосфатную и боросиликатную матрицы.
Глава 3 Исследование режима нагрева обрабатываемого материала
СВЧ полем в комбинации с наружным омическим нагревом..
3.1 Технологические параметры модернизированного процесса СВЧ остекловывания пульпообразных РАО с использованием комбинированного нагрева
3.2 Исследование режима остекловывания пульпы, содержащей плутоний и продукты деления урана
3.3 Исследование кристаллической структуры боросиликатных и борофосфатных матриц методом рентгенофазового анализа
Глава 4 Измерение диэлектрических параметров пульпы и материалов с высокими значениями диэлектрических потерь. Оценка влияния карбонильного железа на эффективность поглощения СВЧ излучения
4.1 Характеристики воздействия СВЧ излучения на вещество
4.2 Измерения диэлектрических параметров пульпы

4.3 Динамика изменения свойств пульпы от процентного содержания добавок, повышающих тангенс угла диэлектрических потерь
4.4 Оценка влияния карбонильного железа на эффективность поглощения СВЧ излучения
Заключение
Библиографический список использованной литературы

ВВЕДЕНИЕ
В настоящее время наиболее актуальной проблемой радиохимического производства являются вопросы обращения с технологическими отходами. После окончания второй мировой войны в Советском Союзе менее чем за 10 лет было создано крупномасштабное производство ядерных материалов (в первую очередь урана-235 и плутония-239). В условиях нехватки времени все усилия ученых и инженеров были направлены на разработку технологии получения урана и плутония. Вопросам обращения и утилизации образующихся при этом отходов уделялось недостаточно внимания. Жидкие радиоактивные отходы (ЖРО) высокого и среднего уровня активности, образующиеся при производстве плутония, удалялись либо в открытые водоемы (на ПО «Маяк» в Озерске), либо — в подземные пласты-коллекторы (на Сибирском химическом комбинате в г. Северске и на Горно-химическом комбинате в г. Железногорске). Для промежуточного хранения ЖРО и осветления растворов перед удалением, а также для длительного хранения высокоактивных растворов и суспензий на радиохимических предприятиях России используются емкости-хранилища (далее — емкости) повышенной вместимости (на ГХК— это емкости объемом 3200 и 8500 м3). Суммарный объем сгущенной твердой фазы в этих емкостях на ГХК оценивается величиной около 7000 м3. Удельная активность твердой фазы выше 1 Ku/кг, что классифицирует ее как высокоактивные отходы (ВАО). Эти отходы хранятся более 30 лет. Однако дальнейшее хранение этих отходов в емкостях опасно из-за наличия коррозионно- и взрывоопасных факторов [1]. В связи с выводом из эксплуатации объектов по производству оружейного плутония на Горно-химическом комбинате поставлена задача по освобождению емкостей от радио-

Рисунок
1 - дифрактограмма модельной пульпы;
2 — дифрактограмма модельной пульпы после проведения ДТА.
Согласно ДТА процесс обезвоживания гидроксидов наблюдается при температуре около 150 °С. При температуре около 300 °С происходит плавление нитрата натрия, а при 680 °С наблюдается пик кристаллизации.
Приведенные на рисунке данные свидетельствуют о том, что модельная пульпа представляет собой смесь рентгеноаморфной и кристаллической фаз, представленных нитратом натрия и диуранатом натрия.
В процессе термообработки до 1000 °С происходит, во-первых, взаимодействие соединений натрия и железа с образованием ЫаРе02 и, во-вторых, превращение диураната в моноуранат р-На2иС>4, что соответствует литературным данным по термическим превращениям в системе Ма20 - иОз.