Геокерамические матрицы для иммобилизации радиоактивных отходов

• Автор: Арансибия Льяно Норман Эдуардо
• Шифр специальности: 02.00.14
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2000
• Место защиты: Санкт-Петербург
• Количество страниц: 147 с. : ил.

ОГЛАВЛЕНИЕ
ВВЕДЕНИЕ

Глава 1. ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ

1.1 Радиоактивные отходы

1.2 Иммобилизация радиоактивных огходов

1.3 Алюмосил и катные керамики как перспективная

форма фиксаций радионуклидов

1.4 Ашомосиликатная матрица в гидротермальной среде

Глава 2. СИНТЕЗ ГЕОКЕРАМЖ И ИЗУЧЕНИЕ ИХ СТРУКТУРНЫХ ХАРАКТЕРИСТИК

2.1 Природные вещества, используемые для синтеза геокерамик

2.2 Модельные радиоактивные отходы МРО

2.3 Термический анализ минеральных систем
2.4 Синтез 1 еокерамик т.
2.5 Рентгенодифракционный анализ образцов
2.6 Микрорснтгеноспектральный анализ
2.7 Определение пористости геокерамик
2.8 Химический фазовый анализ материала геокерамики
2.9 Обсуждение механизмов фиксации Сз и Бг в геокерамиках Глава 3. ИЗУЧЕНИЕ ИММОБИЛИЗА1ЩОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК ГЕОКЕРАМИК
3.1 Условия проведения модельных опытов по выщелачиванию стронция и цезия из геокерамических матриц
3.2 Поведение малых количеств стронция и цезия в системе геокерамикавода
3.3 Определение скоростей выщелачивания стронция и цезия из геокерамик с различным содержанием МРО
3.3.1 Геокерамики с содержанием МРО
3.3.2 Геокерамики с содержанием МРО
3.3.3 Геокерамики с содержанием МРО
3.4 К вопросу о средних интегральных скоростях выщелачивания стронция и цезия из геокерамик
Г лава 4. ВОДОСТОЙКИЕ ПОКРЫТИЯ БЛОКОВ РО НА ОСНОВЕ ПРИРОДНЫХ МАТЕРИАЛОВ
4.1 Оболочки как дополнительный физический барьер в системе мер по изоляции хранилищ радиоактивных отходов достоинства и технические проблемы
4.2 Одностадийный синтез защитных покрытий
4.2.1 Матрицы РО на основе 12 синтез образцов и эксперименты по выщелачиванию
4.2.2 Методология обработки экспериментальных данных
4.2.3 Матрицы РО на основе 12 и АЬОз 8
4.3 Результаты двухстадийного спекания матриц и оболочек
4.4 Оценка длительности защитного действия оболочек
ВЫВОДЫ
ЛИТЕРАТУРА


Международная конференция Радиационная безопасность радиоактивные отходы и экология С. Петербург, . Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, 4 глав, выводов, списка цитируемой литературы и приложения. Работа изложена на 7 страницах машинописного текста, содержит таблицы, рисунков, в списке цитируемой литературы наименований. В двадцатом веке широкое распространение полупили ядсрные технологии 1. Побочным продуктом, этих технологий оказываются радиоакти внме отхода РО, которые потенциально представляют собой один из наиболее опасных факторов загрязнения окружающей среды. Большие количества РО возникают в следующих основных сферах Iядерный энергетический цикл, 2 производство оружейного плутония, 3научнопроизводсгвенное и медицинское применение радионуклидов 2. Состав радионуклидов, форма и уровни удельной активности специфичны для каждой упомянутой сферы, а часто даже для сс отдельных этапов, поэтому проблема сбора и изоляции РО от окружающей среды в каждом случае решается особым образом. По физическому состоянию РО разделяются на газообразные, жидкие и твердые. В данной работе рассматриваются жидкие радиоактивные отходы, которые образуются при эксплуатации мощных ядерных энергетических установок и при радиохимической переработке отработавшего ядерного горючего 3. Основной процесс накопления значительных количеств РО взаимодействие ядер урана плутония с тепловыми нейтронами в ядерных энергетических установках. В каналы ядерного реактора уран плутоний обычно загружается надежно герметизированным в специальные капсулы твэлы. По достижению заданного уровня выгорания топлива твэлы извлекаются из ядерног о реактора и загружаются в специальные хранилища для длительной выдержки. Это позволяет избавиться от активности короткоживущих радионуклидов и резко снизить уровень выделения тепла из твэлов. В настоящий период длительность выдержки твэлов в промежуточных хранилищах составляет не менсс лет. Таблица 1. Удельные активности обработанного ядерного топлива, отходов замкнутого ядерного цикла, сбросов ядерных энергетических установок Бккг. Ри28 4. Ю 8. Ри9 6. Ри0 1. Ри 2. Ат1 4. Ри2 7. Ат2 1. Ат3 6. Ст4 5. Ст5 2. Са7 7. Ю3 2 7 . Ей4 1. В ядерном энергетическом цикле накапливаются две группы радионуклидов, резко отличающиеся по своим ядсрнофизичсским и физикохимическим свойствам актинида и продукты деления А. Во втором случае следует сложная технологическая процедура, которая предполагает растворение твэлов и отделение урана и плутония от остальных радионуклидов с высокой степенью очистки. Как правило, технология основывается на экстракции урана и плутония из азотнокислых сред. Степень извлечения урана и плутония превышает ,9 . Побочным продуктом работы радиохимического завода оказываются значительные по объему жидкие Ю с высоким уровнем удельной активности. Поскольку рекомендации МАГАТЭ предусматривают помещение РО в места захоронения только в твердом виде, то на нервом этапе выполняют кальцинацию, которая обычно сводится к упариванию раствора и прокаливанию остатка. Получившийся при этом продукт имеет сложный химический состав, так как формируется из вещества твэлов, реагентов, вводимых при радиохимической переработке, и продуктов коррозии технологического оборудования. Составы растворов, которые образуются в результате применения различных национальных технологий переработки отработавшего ядерного топлива, собраны вместе в обзоре6. Кальцинат, принятый за основу в данной работе взят из технологий японских исследователей 7. Концепция реализуемая в России, предусматривает привлечения экстракционных технологий переработки ВАО, позволяющих провести групповое фракционирование радионуклидов с сокращением конечных объемов 8. А в противовес кальцинации технологии фиксации радионуклидов неорганическими сорбентами непосредственно из рабочих растворов. Кальцинат и сорбенты не могут выступать в качестве надежной формы иммобилизации радионуклидов, поэтому требуется операция по их включению в стойкую матрицу, в качестве которой может выступать бетон, стекло, керамика и другие материалы 9.