Перспективные технологии утилизации отхода

       По  своей конструкции установка  суперуплотнения может быть передвижной  или стационарной, снабженной как  базовой системой ручного управления, с ми-нимумом вспомогательного оборудования, так и детально разработанной систе-мой компьютерного управления, которая выбирает металлические бочки, пред-назначенные для обработки, измеряет вес и уровни излучения, сжимает бочки, размещает сжатые бочки в наружные контейнеры, герметизирует наружные кон-тейнеры, записывает данные о содержании бочек и наружных контейнеров в авто-матизированные системы памяти.

       Каждый  год по всему миру уменьшается  объем десятков тысяч металличес-ких бочек , и они хранятся с отходами, объем которых уменьшен таким образом до 5 раз.

Другое применение технологии

      Уплотнение  при низком давлении обычно  применяется для прессования  паке-тов с мусором, чтобы облегчить  их транспортировку или дальнейшее  уплотнение  на  установках переработки отходов с целью хранения / удаления. При использо-вании технологии суперуплотнения в ряде случаев отходы сортируется на сгорае-мые и несгораемые материалы. Сгораемые отходы затем сжигаются, а негорючие отходы суперуплотняются. Нередко зола и пепел на установках для сжигания отходов также суперуплотняются, чтобы достичь максимального уменьшения объема.

 

                              4.5 Цементирование радиоактивных  отходов

 

       Цементирование  с помощью жидких цементных растворов, приготовленных по специальным рецептам, позволяет обеспечивать  иммобилизацию радиоактив-ных материалов, находящихся в твердом виде, в виде ила и осадков / гелей или активированных материалов.

      Как  правило, твердые отходы помещаются  в контейнеры. Затем в этот контей-нер заливается жидкий цементный раствор, где он и схватывается. Далее контей-нер с теперь уже монолитным блоком бетона / отходов пригоден для хранения и удаления.

      В случае  если отходы находятся в виде  ила и хлопьев, в контейнер, куда они помещаются, добавляется порошковая цементная смесь. Эти два компонента сме-шиваются внутри контейнера и оставляются для схватывания бетона, также как и при обращении с отходами в твердом виде.

      Этот  процесс использовался, например, для отходов среднего уровня актив-ности в небольших бочках из-под нефтепродуктов и в 500-литровых контейнерах, затем его применение было расширено на половину контейнеров ISO (Между-народная организация по стандартизации) для отходов низкого уровня активнос-ти.

4.6 Радиоактивные  отходы отправят на Солнце

 

      В перспективе,  радиоактивные отходы, включая отработанное  ядерное топли-во, можно будет  хоронить на Солнце. Во всяком  случае, в России разработан по-добный  проект. Как сообщает ИТАР-ТАСС, об  этом рассказал президент Ракетно-космической корпорации "Энергия" Юрий Семенов. Заявление об этом Семенов сделал на заседании круглого стола, проходящего в рамках международного сим-позиума, посвященного пятнадцатилетию сотрудничества России и Европы в области пилотируемой космонавтики.

      По словам  Семенова, отходы на Солнце смогут  доставлять ракеты типа "Энер-гия". Одна такая ракета "Энергия"  может вывозить с Земли до 20 тонн отходов, то есть в год  можно отправлять на уничтожение  до 100 тонн радиоактивных мате-риалов.

     "Экология  и жизнь заставят нас заняться  глобальной энергетической системой. Необходимо в будущем перевести  в космос энергетические и  особо опасные производства", - заявил руководитель российской  космической корпорации.

 

              4.7 Разработка процесса утилизации радиоактивных отходов с    использованием микроволновой энергии

 

Описание_технологии 
      В настоящее врем во всем мире, в том числе и в России, проблема переработки и утилизации радиоактивных отходов является весьма актуальной. Традиционные способы (битумирование, цементация, закачка в подземные горизонтальные слои и т.д.), как показала практика, малоэффективны и являются ненадежными спосо-бами утилизации радиоактивных отходов. Проведенный анализ показал, что наи-более перспективной и надежной формой хранения является включение их в стеклообразующую матрицу. Ярко выраженные потенциальные технико-экономи-ческие преимущества имеет способ СВЧ остекловывания отходов в металличес-ком сменном тигле-контейнере разового использовния, предназначенном для их последующего хранения. Процесс остекловывания отходов в 1,5 - 3 раза эконо-мичнее, чем процессы цементирования с использованием портландцемента, смеси портландцемента и диатомита, отверждения с использованием полиэтилена и по-листирола. Остеклованные отходы, в отличие от цементированных, могут быть захоронены в наземных хранилищах, что является основным преимуществом про-цесса СВЧ остекловывания в контейнере. Предварительные испытания создан-ной в НИКИМТе экспериментальной установки СВЧ остекловывания с использо-ванием металлического контейнера подтвердили простоту процесса остекловыва-ния и компактность оборудования. В установке СВЧ остекловывания только три узла размещены в горячей камере -каньоне: сменный тигель-контейнер, стацио-нарная штатная крышка и подъёмный механизм для подачи контейнера. Для реа-лизации процесса остекловывания отходов в стальном контейнере необходимо, чтобы температура варки стекла была не выше 1000 градусов. С этой целью разработана легкоплавкая стекломатрица на основе ультрафосфатного стекла с температурой варки 900 градусов, которая обеспечивает удержание в стекле лету-чих соединений радионуклидов, химическую инертность расплава по отношению к стальному контейнеру при сохранении требуемой гидролитической устойчивос-ти, химическую и механическую прочность стекла.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 Раздел 5. Перспективные технологии утилизации отхода

 

           ДЕЗАКТИВАЦИЯ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ  ОТХОДОВ С

                               ПОВЫШЕННЫМ СОЛЕСОДЕРЖАНИЕМ

 

       При  эксплуатации транспортных ядерных  энергетических установок обра-зуется 3 типа ЖРО, которые заметно отличаются по величине эффективной актив-ности (103-107 Бк·л-1), составу радионуклидов и содержанию нерадиоактивных примесей. Основной вклад в активность таких отходов вносит присутствие ра-дионуклидов 137Cs, 134Cs, 90Sr и 60Co.

      Способы  дезактивации ЖРО с низкой  концентрацией нерадиоактивных  солей (0.02–0.07 г·л-1) разработаны и  освоены. Их дезактивируют, как  правило, сорб-ционным методом  с использованием ионообменных  смол или комплекса гранули-рованных  селективных неорганических сорбентов. По разработанным для дезак-тивации таких ЖРО решениям радиоактивность либо «размазывается» по нес-кольким продуктам, что усложняет технологию их захоронения (например), либо радионуклиды концентрируются в еще более трудно перерабатываемых рас-солах. Для переработки отходов с повышенным солесодержанием эффективных схем очистки не разработано. Сложность дезактивации таких типов ЖРО опре-деляется следующими обстоятельствами.

     Во-первых, они содержат наряду с радионуклидами  повышенные концентра-ции нерадиоактивных солей, соответствующих по составу морской воде. Это определяет наличие в них наряду с радионуклидами 137Cs, 134Cs примерно рав-ной концентрации не радиоактивного 133Cs и, что особенно значимо, наряду с радионуклидом 90Sr примерно в 106 раз большего количества стабильных изото-пов стронция. Кроме того, ЖРО транспортных ядерных энергетических установок могут содержать (мг·л-1) лития 0.2, натрия 10500, калия 380, рубидия 0.12, магния 1350, кальция 400, стронция 8-13. Эти катионы, имея значительно более высокие концентрации и близкие химические свойства, конкурируют в сорбционных про-цессах с радионуклидами 137Cs, 134Cs, 90Sr, значительно усложняя решение проблемы.

      Во-вторых, ЖРО транспортных ядерных энергетических  установок допол-нительно загрязнены нерастворимыми в воде продуктами коррозии аппаратуры (взвеси), нефтепродуктами, комплексонами, что ещё более усложняет их перера-ботку. Например, в интервале концентраций нефтепродуктов 70-90 мг·м-3 дина-мическая обменная ёмкость некоторых гранулированных сорбентов снижается на 62 %.

       Таким  образом, ЖРО транспортных ядерных  энергетических установок с по-вышенным (до 32 г/л) содержанием солей, соответствующих  по составу морской воде, не  дезактивируются, накапливаясь в  береговых хранилищах, что создаёт всё

возрастающую опасность  радиоактивного загрязнения близлежащих  территорий и акваторий.

       Для  сорбционной очистки ЖРО перспективны  неорганические сорбенты. Они

превосходят по сорбционным  характеристикам, особенно по селективности, ионо-обменные смолы. В последние десятилетия показано, что для решения обсуждае-мой задачи перспективны сорбенты на основе соединений d-элементов (например, ферроцианидов, оксидов, фосфатов). Однако, предлагаемые сорбционные мате-риалы при наличии ряда положительных характеристик обладают отдельными не-достатками, ограничивающими широкое внедрение в практику. Это - либо не-достаточная устойчивость, что затрудняет надежное захоронение, либо малая сорбционная емкость по отношению к отдельным катионам, либо высокая стои-мость. Кроме того, эффективность этих сорбентов еще больше снижается при использовании для дезактивации ЖРО с повышенным солевым фоном. Таким образом, проблема дезактивации ЖРО с повышенным солесодержанием требует поиска эффективных решений. Нами показана высокая эффективность дезактива-ции ЖРО с повышенным солесодержанием гидратированным аморфным гидро-фосфатом титанила TiOHPO4.nH2O. Сорбция катионов щелочных элементов

определяется реакцией:

 

                                       TiOHPO4 +M+ ↔ TiOMPO4 + H+, (5.1)

 

а щелочноземельных реакцией:

 

                                       TiOHPO4 +М2+ ↔ TiOMPO4 + H+. (5.2)

 

       Константы  обмена Kобм ионов водорода на  катионы щелочных и щелочнозе-мельных  элементов описываются соответственно соотношениями:

 

                                         Kобм = NM∙ а Н+ / NH ∙ а М+ и (5.3)

 

                                    Kобм = NM∙ а Н+ / NH ∙ ( а М 2+ )1/2 , (5.4)

 

где NM и NH - мольные отношения замещенных и незамещенных на металл про-тонов гидрофосфатных групп в твердой фазе; а Н+, а М+ и а М 2+ - соответственно активности ионов водорода, щелочного и щелочноземельного металлов в раство-ре.

        Это определяет  возможность предпочтительной сорбции  тяжёлых катионов из растворов  сложного солевого состава. Исследовано влияние состава гидратиро-ванной оксогидроксиднофосфатной матрицы титана на селективность и статичес-кую обменную емкость образцов. Так, уменьшение содержания гидрофосфата ти-танила (т.е. уменьшение отношения фосфора к титану) в оксогидроксофосфатной матрице титана приводит к понижению селективности по отношению к катионам тяжелых металлов. Вместе с тем процесс гетерогенного катионного обмена на мелкодисперсных образцах неструктурированной аморфной гидратированной твердой фазы носит объемный характер и указывает на возможность количествен-ного замещения катионов. В то же время с повышением содержания оксогидрок-сидной части титана в сорбенте его химическая устойчивость увеличивается, что позволяет расширить диапазон условий использования таких материалов (напри-мер, проведение сорбции в более щелочных средах). Величина статической обменной емкости определяется количеством ионообменных функциональных гидрофосфатных групп в твердой фазе.

       Изучены различные  подходы к синтезу сорбционных материалов на основе гидрофосфата титанила. Определены факторы, влияющие на укрупнение частиц материала. Разработаны варианты технологии получения как порошкообразных, так и гранулированных сорбентов из титансодержащих промышленных продук-тов (рис.5.1). Установлено, что введение электрофильных и нуклеофильных доба-вок позволяет вести направленный процесс катенации (в частности, оляции и оксоляции) с образованием гранул, повысить селективность и прочность синтези-руемого материала.

       Исследование кинетики сорбции показало, что при использовании порошко-образногосорбента время достижения равновесия обмена при 15-18°C не пре-вышает 15 минут. При использовании гранулированных сорбентов время установ-ления равновесия увеличивается и зависит от крупности гранул. Укрупнение час-тиц приводит к резкому повышению гидродинамических характеристик, что поз-воляет использовать сорбционные материалы как в реакторном, так и в колоноч-ном режиме при очистке жидких радиоактивных отходов.

       Исследована очистка ЖРО с удельной активностью γ-излучающих радио-нуклидов 1.6∙ и β- излучающих радионуклидов 4.8 Бк·л-1. Помимо радионуклидов в ЖРО имелось до 32 г·л-1 солей, соответствующих по содержа-нию элементов разбавленной морской воде, и 2.0 г·л-1 взвесей, состоящих из про-дуктов коррозии металлической аппаратуры, в основном, гидроксида железа. Содержание нефтепродуктов в исходном растворе не определяли. Поскольку технологические растворы жидких радиоактивных отходов могут содержать нефтепродукты, дополнительно вводили ≈0.04 мас.% нефтепродуктов.

Дезактивация перерабатываемого  раствора ЖРО достигалась санитарных норм, а концентрация нефтепродуктов в очищенном растворе составила  <0.1 мг·л-1, что меньше нормы, установленной для рыбохозяйственных водоемов.

      Таким образом,  исследования позволили рекомендовать  сорбенты на основе аморфного  гидратированного гидрофосфата  титанила для очистки от радиоактив-ности  жидких отходов с повышенным  солевым фоном, содержащих дополнитель-но  примеси в виде минеральных масел и твердых взвесей. Последние не оказы-вают существенного влияния на дезактивацию жидких отходов и отделяются от очищаемого раствора вместе с отработанным сорбентом. Насыщенный радионук-лидами сорбент представляют собой гидратированный продукт, способный при хранении во влажной атмосфере снова отщеплять радионуклиды. Поэтому перед захоронением целесообразна его термическая обработка.

        Термографические  исследования показали, что в  процессе термообработки при  температуре менее 200°C наблюдается эндотермический эффект, соответс-твующий отщеплению адсорбционной и координационной воды. Дальнейшее нагревание образцов сопровождается экзотермическим эффектом кристаллизации ортофосфата титанила и щелочного (щелочноземельного) металла. При удалении химически связанной воды из отработанного сорбента масса поступающего на захоронение сорбента значительно уменьшается. Исследования гидролитической устойчивости образцов прокаленного отработанного сорбента свидетельствуют о том, что при выдержке в течение 8 месяцев в водной суспензии с pH от 4 до 8 он не гидролизуется. Таким образом, температурная обработка аморфного гидрати-рованного отработанного сорбента приводит к надежной иммобилизации радио-нуклидов в сорбционной матрице. Можно полагать, что захоронение отработан-ного сорбента после его термической обработки может быть осуществлено бето-нированием, битумированием или стеклованием.