Переработка кубовых остатков АЭС с использованием селективных сорбентов

• Автор: Савкин, Александр Евгеньевич
• Шифр специальности: 05.17.02
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 1999
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 146 с.

ОГЛАВЛЕНИЕ

ВВЕДЕНИЕ
1. ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР
11. СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ ПРОБЛЕМЫ РАДИОАКТИВНЫХ
ОТХОДОВ
1.2. ЖИДКИЕ РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ НА АЭС
1.3. ПРОМЫШЛЕННАЯ ПЕРЕРАБОТКА ЖРО
1.4 НОВЫЕ РАЗРАБОТКИ В ОБЛАСТИ ПЕРЕРАБОТКИ ЖРО
1.5. ОБРАЩЕНИЕ С ВЫСОКОСОЛЕВЫМИ ЖРО
1.6. ВЫВОДЫ ПО ЛИТЕРАТУРНОМУ ОБЗОРУ
2. ПРИМЕНЯЕМЫЕ МАТЕРИАЛЫ И МЕТОДЫ ИССЛЕДОВАНИЙ
2.1. ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ СЕЛЕКТИВНЫЕ СОРБЕНТЫ
2.2. МЕТОДЫ АНАЛИЗОВ
2.3. ПРОВЕДЕНИЕ ИСПЫТАНИЙ СОРБЕНТОВ В СТАТИЧЕСКИХ И
ДИНАМИЧЕСКИХ УСЛОВИЯХ
2.4 ПОКАЗАТЕЛИ ТОЧНОСТИ
3 СОРБЦИЯ РАДИОНУКЛИДОВ ИЗ ИМИТАТОРОВ КУБОВЫХ
ОСТАТКОВ АЭС
3.1. ОБЩАЯ ЧАСТЬ И ЗАДАЧИ ИССЛЕДОВАНИЙ
3.2. РЕЗУЛЬТАТЫ И ИХ ОБСУЖДЕНИЕ
3.3. ВЫВОДЫ ПО ГЛАВЕ
4 ПРОВЕДЕНИЕ ИСПЫТАНИЙ СОРБЕНТОВ НА РЕАЛЬНЫХ
КУБОВЫХ ОСТАТКАХ АЭС
4.1. ОБЩАЯ ЧАСТЬ И ЗАДАЧИ ИССЛЕДОВАНИЙ
4.2. ИСПЫТАНИЯ СОРБЕНТОВ НА АЭС
4.2.1. ПРОВЕДЕНИЕ ИСПЫТАНИЙ НА БАЛАКОВСКОЙ АЭС

4.2.2. ИСПЫТАНИЯ СОРБЕНТОВ НА КАЛИНИНСКОЙ АЭС
4.2.3. ИСПЫТАНИЯ СОРБЕНТОВ НА ЛЕНИНГРАДСКОЙ АЭС
4.2.4 ИСПЫТАНИЯ СОРБЕНТОВ НА ХМЕЛЬНИЦКОЙ АЭС
4.2.5 ПРОВЕДЕНИЕ ИСПЫТАНИЙ СОРБЕНТОВ НА КОЛЬСКОЙ АЭС
4.3 ИСПЫТАНИЯ ПО ПЕРЕРАБОТКЕ ДОННЫХ ОСТАТКОВ
4.4. ВЫВОДЫ ПО ГЛАВЕ
5 ИССЛЕДОВАНИЕ ПРОЦЕССОВ ВЫДЕЛЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ
КОРРОЗИОННОГО ПРОИСХОЖДЕНИЯ ИЗ КУБОВЫХ ОСТАТКОВ
5.1. ОБЩАЯ ЧАСТЬ И ЗАДАЧИ ИССЛЕДОВАНИЙ
5.2. ВЛИЯНИЕ РАЗЛИЧНЫХ ПАРАМЕТРОВ НА СОРБЦИЮ
РАДИОНУКЛИДОВ КОРРОЗИОННОГО ПРОИСХОЖДЕНИЯ
5.3. РЕАГЕНТНЫЕ МЕТОДЫ РАЗРУШЕНИЯ КОМПЛЕКСОВ
5.4. ОЗОНИРОВАНИЕ КУБОВЫХ ОСТАТКОВ
5.5. ЭЛЕКТРОХИМИЧЕСКОЕ ОКИСЛЕНИЕ КУБОВЫХ ОСТАТКОВ
5.6. СРАВНИТЕЛЬНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАЗЛИЧНЫХ ОКИСЛИТЕЛЬНЫХ
МЕТОДОВ
5.7. ВЫВОДЫ ПО ГЛАВЕ
6. ИЗУЧЕНИЕ ВЛИЯНИЯ ОКИСЛЕНИЯ КУБОВЫХ ОСТАТКОВ НА
СОРБЦИЮ ЦЕЗИЯ
7 ХАРАКТЕРИСТИКА ОТХОДОВ, ОБРАЗУЮЩИХСЯ ПРИ
ВЫДЕЛЕНИИ РАДИОНУКЛИДОВ ИЗ КУБОВЫХ ОСТАТКОВ АЭС
8 РАЗРАБОТКА ПРИНЦИПИАЛЬНОЙ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОЙ СХЕМЫ
ПЕРЕРАБОТКИ КУБОВЫХ ОСТАТКОВ АЭС
9 ИСПЫТАНИЕ ПИЛОТНОЙ УСТАНОВКИ НА КОЛЬСКОЙ АЭС
10 ИСПЫТАНИЕ ПИЛОТНОЙ УСТАНОВКИ НА КОЛЬСКОЙ АЭС
ВЫВОДЫ
ЛИТЕРАТУРА

ВВЕДЕНИЕ
В ходе эксплуатации атомных реакторов на АЭС России и Украины накоплены огромные количества кубовых остатков. Емкости для их хранения практически на всех станциях заполнены на 70% и более. Сложившаяся ситуация требует срочного разрешения этой проблемы, т.к. возможна остановка реакторов в недалеком будущем из-за отсутствия емкостей для хранения кубового остатка. Используемые на некоторых станциях методы отверждения кубового остатка не могут быть реализованы либо из-за отсутствия хранилищ отвержденного продукта, либо из-за отсутствия установок для переработки кубового остатка. Кроме этого, традиционные методы отверждения (цементирование, битумирование и глубокое упаривание) характеризуются низкими коэффициентами сокращения объема радиоактивных отходов. Используемые для отверждения высокоактивных жидких радиоактивных отходов кальцинация и остекловывание не находят применения из-за недостаточной проработанности процессов для переработки кубовых остатков АЭС и высоких энергозатрат. Поэтому разработка новых методов, позволяющих значительно уменьшить объем отвержденных радиоактивных отходов, является весьма актуальной. Это особенно важно в условиях, когда стоимость захоронения (долговременного хранения) непрерывно возрастает.
Селективная сорбция на ионообменниках считается эффективным методом очистки сбросных вод от нормируемых по ПДК химических токсикантов, в т.ч. и радионуклидов. Использование селективной сорбции позволяет сконцентрировать радионуклиды в малом объеме сорбента, при этом объем вторичных радиоактивных отходов сокращается в сотни раз по сравнению с объемом очищаемых жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Этот метод достаточно широко применяется для малосолевых ЖРО с низким уровнем активности.

циркония и некоторые другие, кальцинируют до получения гранул, а затем подвергают горячему прессованию при давлении 13 .8 МПа и температуре 1250°С.
В последние годы появилось много работ, связанных с определением целесообразности и условий остекловывания концентратов среднего уровня активности. Опытные работы, проведенные в МосНПО «Радон» на керамическом и холодном тиглях показали возможность получения высококачественного боросиликатного стекла с использованием в качестве флюса кремнезема и датолитового концентрата из кубовых остатков Калининской и Курской АЭС. Установлено, что объем остеклованных отходов в
3.7 раза меньше объема отходов при включении в битум и почти в 10 раз меньше объема цементных блоков [1].
Для переработки кубового остатка в Ьошва, Финляндия используется метод селективной сорбции на ферроцианидах с предварительной корректировкой pH и фильтрацией частиц >0.1 мкм [121]. В 1991-1992 г.г. таким методом очищено более 295 м3 с объемной активностью по Ь7Сб ЗЕ+05 Бк/л до уровня ~ 150 Бк/л. При этом очистки от кобальта не происходило, причем основная часть Со оставалась в осадке, находящемся в емкости для хранения ЖРО. Метод позволяет очистить кубовый остаток в ~ 2000 раз по Се. При этом в емкости кубового остатка остается большое количество осадка, содержавшего основную часть кобальта. Его необходимо включать в цемент. Коэффициент сокращения отходов с учетом шлама составляет ~ 80.
Следует отметить, что, как правило, доля собственно радиоактивных компонентов в ЖРО невелика и не превышает сотых долей массовых процентов. Основная часть отходов представляет собой неактивные компоненты, зачастую имеющие определенную технологическую ценность. Поэтому, периодически поднимается вопрос об организации таких методов переработки ЖРО, которые бы позволили выделять эти компоненты с целью