WWW.LIB.KNIGI-X.RU
БЕСПЛАТНАЯ  ИНТЕРНЕТ  БИБЛИОТЕКА - Электронные матриалы
 

Pages:   || 2 |

«СОВЕТ ЭКОНОМИЧЕСКОЙ ВЗАИМОПОМОЩИ ПОСТОЯННАЯ КОМИССИЯ ПО ИСПОЛЬЗОВАНИЮ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ В МИРНЫХ ЦЕЛЯХ учившим; ТРУДЫ НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКОЙ КОНФЕРЕНЦИИ СОСТОЯВШЕЙСЯ В ...»

-- [ Страница 1 ] --

СОВЕТ ЭКОНОМИЧЕСКОЙ ВЗАИМОПОМОЩИ

ПОСТОЯННАЯ КОМИССИЯ ПО ИСПОЛЬЗОВАНИЮ

АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ В МИРНЫХ ЦЕЛЯХ

учившим;

ТРУДЫ НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКОЙ КОНФЕРЕНЦИИ

СОСТОЯВШЕЙСЯ В ГКОЛОБЖЕП ПОЛЬША, 2-7ОКТЯБРЯ,1972

ТОЛА I

В А РШ ABA, 1 973

Редакционная вон

Настоящий сборник докладов напечатан делегацией ПНР в Постоянной

Комиссии по использованию атоиной энергия в шрных целях, а редакционная обработка иатериадов выполнена сотрудниками Института ядерных доследований. В райках редакционных работ, согласно ыетодическш указаниям по стандартизации СЭВ МС-6-68 и МС-8-7О, унифицированы единицы измерений й введены поправки дня иояучения четкого текста, сохраняя, однако, стиль и взгляды авторов докладов под их ответственность. Сборник состоит не 2 томов.

Научаый редактор выражает благодарность директору Института ядерных исследований проф. Е.МИНЧЕВСКОМУ аа советы и существенные указания относительно издательства.

Научный редактор: доктор ВАНДй. ЧОСНОВСКА, ЙЯИ.

Верификация: иня. Вацлава Гавловока, ИВЕ. Ведяи Бяла 9 ЙЯИ 5?ву.ши9сяая редакция; Генрика Плюциньска» ЙЯй.

Г а веская обработка: Болесдав Карляк, ИЯИ WOSft "W^uliia Бргада", z l e o. 930/73, naki:»300+20 egs« СОДЕРЖАНИЕ

ПЛЕНАРНОЕ ЗАСЕДАНИЕ Э

Вступительны*.

рэчи Я.ФЕЛЕЦКЙ, представитель Уполномоченного Правительства ПНР по использован?.!) атсиноя энергии 5 В.К.ТОЛПЫГО, представитель Секретариата СЗВ,.,...,. 7 А.ШШМОВ, предотавигель НАГАТЭ., 9 0/1 Е.НШЧЕВСКИ; Основные направления исследований в области обезвреживания радиоактивных отходов,..... 12 1-е ЗАСЕДАНИЕ: ЭКОНОМИКА» ПРОЕКТЫ И О Ы Ы ПО ПВРЕРА50Ш ОТХОДОВ ПТ 25 Ш.Т.ШШЛ, З.М.СЕДОЗ, И.Л.РЫБАЛШЙНЮ, А.А.ПЕРМЯКОВ, Н.Ф.ЯКУШЕВ 1/1 w Экономические вопросы обезвреживания ш захоронения радиоактивных отходов.. 27 1/2 В.ФИШЕР, Г.БУЛ; Расчетная иодепъ для выбора вариантов удаления радиоактивных отходов из мойных электростанций и установок для переработки о б лученного топлива.'....-.» 38 1/3 Е.ФИШЕР В.КЗРНЕР, Д.РИХТЕР; Исследования вариантов для забор» метода окончательного захоронения радиоактивных отходов из ядерных установок в ГДР 44 1/4 Э.КШИСТЫНЯК, Е.ЛАШЕЕВКЧ, Н.ЦЫРАН; Эскизный проект переработки радиоактивцых отходов в перво1! польский АЗС 53 1/5

–  –  –

От имени Уполномоченного Правительства ПНР по использованию атомной энергии профессора Станистава Андаеевского и от ce6»i лично, ииею честь ^ордечно приветствовать прибившие в кашу Страну делегации:

- Народной Республики Болгарии,

- Венгерской Неродной Республики,

- Германской Демократической Республики,

- Социалистической Республики Рушции,

- Союза Советских Социалистических Республик,

- Чехословацкой Социалистической Республики, а такяе представителя Секретариата СЭВ и представителя МАГАТЭ- Приветствую также

•специалистов ПНР, принимающих участье в нашей конференции.

Начинаемая наии научно-техническая конференция по твие "исследования в области обезвреживания жидких,твердых и газообразных радиоактивных ОТХОДОБ И дезактивации з а грязненных поверхностей", организованная СЭВ, имеет особенно ванное и актуальное значение. Борьба с загрязнением окруааищей среды, борьба за сохраненье биологической и художественной красоты природы является одной из важнейших задач современного человечества.

Общеизвестно, что развитие ядерной энергетики и применение ядерного излучения в технике являются одними из основных условий экономического прогресса в иире, в такке одними из средств, дающих возможность быстрого выравнивания уровней развития стран.

Развитие ядерной энергетики ярким образом способствует устранению опасного загрязнения атмосферы сзрой и другими продуктами горения из классических электростанций, но безусловно требует соответствующего развития радиационной защиты.

Овладение безопасными и экономными методами обеьврезиванйя радиоактивных отходов в какдой стране, развивающей у себя агоыную технику, является весьиа необходимым.

Необходимость быстрого и квалифицированного решения этой проблемы, причиняется к повышению значения международного сотрудничества в области безопасного захоронения радиоактивных отходов,так как только путем сотрудничества можно добиться внедрения правильных и проверенных методов и быстрого развития исследований по новый направлениям.

Иироко понятое международное сотрудничество является, несомненно, основный условием получения оптимальных, с точки зрения методики и экономики, решений обработки и удаления радиоактивных отходов.

Близкое соседство наших стран а, в некотором сшсле, похожая онрунагащая среда, создают особо благоприятные условия для взаимного использования опыта и достижений отдельных схран, а такие развития совместных, разработок стран-членов СЭВ и унификации методов захоронения радиоактивных отходов. Часто правильное удаление отходов в одной стране является ванным фактором защиты ср&ды в соседней стране.

В Польше, в настоящее время, ввиду широкой программы развитая атоиной энергетики проблема радиоактивных отходов приобретает особое значение.

Поэтому м очень рады, что имееи честь быть хсзязваии конференции, ва ы которой будут обсундепы вопросы ':ак актуальные для всех стран-членов СЭВ.

-5Значение граблены радиоактивных отходо; подчеркивает также участие в этой конференции многих БЫДЙОЦИХСЯ учнкгх социалистических стран, а такие представление на конференции 82 докладов из ь стран. Тематика представленных: докладов очзкь широкая и касается как научных, так и технологических вопросов в области обработки и удаления надо-, средне- и высокоактивных отходов.

R надеюсь, что итоги настоящей конференция внесут большой вклад в решение проблемы и преодоление трудностей и позволят оптимизировать пганципы безопасного захоронения радиоактивных отходов.

Место проведения конференции город Колобнег является старинный средневековый польский городом особенно пострадавшие во время последней иировой войны, здесь кровью укреплялась польско-советская друаоа в борьбе против фашизаа. Ведаю, чтобы это несто способствовало также укрепления сотрудничества и друабы иеаду присутствущкни делегатами.

Нелаю плодотворной работы.

Конференцию "ИССЛЕДОВАНИЯ В ОБЛАСТИ ОБЕЗВРЕЖИВАНИЯ ЖИДКИХ, ТВЕРДЫХ й ГАЗООБРАЗНЫХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ И ДЕЗАКТИВАЦИИ ЗАГРЯЗНЕННЫХ ПОВЕРХНОСТЕЙ" объявляю открытой.

–  –  –

Разрешите мае от Секретариата Совета Экономической Вэаиыопонощи привеветвокать участников научно-технической конференции "Исследования в области обезвреживания жидких, твердых и газообразных радиоактивных обходов и дезактивации загрязненных поверхностей" и поблагодарить делегацию ПИ? в Комиссии и оргавяаационныМ Коивгег за созыв в г. Колобкег настоящей конференции, позе л а й её участникав успехов в работе. Разрешите такие лриветсгвгшагь на этой конференции стран-членов СЭВ представителя Меадународного агентсва ко атоиной анергии доктора А.Клииова.

Научно-техническая конференция созвана в соответствии с планов работы Постоянной Комиссии СЭВ по использованию атоиной энергии в мирных целях и направлена на решение ванных вопросов современности, связанных с рагвитиеи атоиной энергетики и охраной окружающей среда.

Постоянная Комиссия СЭВ по использованию атоиной энергии в иирвых целях с самого начала её деятельности уделяет большое внимание вопросам переработки и гахоровевию радиоактивных отходов и дезактивации оборудовании.

В pausax Комиссии ороводились совместные работы г разшчвых направлениях, которые оказывают влияние на решение главной задачи - создания технологии и высокопроизводительного оборудования для переработки радиоактивных отходов.

Настоящая научно-техническая конференция проходит в условиях ИСКЕВШМЯДЬНОГО подъёма всей деятельности совета Экономической Взаиыопонощи, гаазанного решением ХХУ1 сеосш Совета, которая состоялась в июле с. г. в Москве. Это связано с началом реализации комплексной прох'рашы дальвейшего углубления и совершенствования сотрудничества и развития социалистической экономической интеграции стран-членов СЭВ, рассчитанной на поэтапную реализацию в течение 15-20 лет.

Выгаоа значение в атой программе придаётся развитию научно-технического сотрудничества, включая основные научно-технические проблеиы, нредленавще оовнествой разработке с прииенениеи наиболее эффективных форм сотрудвичесэва.





Постоянная комиссия С9В по использованию атоиной энергии в ииршх целях, как орган Совета Экономической Взаимопомощи, разрабатывает организационные фсршя научно-технического сотрудничества, исходя ив основных направлений и задач, предусмотренных Коиплексной программой социалистической экономической интеграции. В числе этих вадач определена основная задача Комиссии - разработка предлозекий о создании совкестнкии усилияии стран-членов СЗВ научно-технических, производственных и организационных предпосылок для ускорения развития и эффективного ваедрения в народное хозяйство атоиной энергии в промышленных масштабах.

В качестве новой, более аффективной фориы научно-тэхнического сструдничествЕ по проблеме - переработка и захоронение радиоактивзых отходов и дезактивации оборудования

-' Комиссией создав Координационный научно-технический совет (EHTCJ, когорый объздиняэт делегации страа-членов СЭВ в Комиссия - НРБ, ВНР, ГДР, ПНР, СРР, СССР а ЧССР.

Основной задачей КНТС является содействие opi-анизации аногоовороанего и двустороннего сотрудничества, проведение анализа состояния и тенденций развития работ в даЕкой

-7области техника, разработка основных направлений работ, изучение анопоиической асрфехтявнеоти внедрения результатов научных и технических исследования в практику, организация обидна опытом в информацией.

С долента ооздаай! ЩХО, в соответствии с его плакои работы, проведен ряд встреч специалистов на которых paccyoipeч а обоукден рад технических и иатодкческйх вопросов.

В числе зтнх вопросов KHIC раеснотрел и реноаевдовал для использования при npooRiupoвааии njis^soj] захороаепия при вьбора иве? рааыащэния А О "Вдиную иезодику выбора уелоЭ вяй захоронзага оггэрздввнмх отводов в вависииосги os свойогв я увельвой активвооги оиодов".

Увазгвная нвзодшеа была предотавяева в качества ООЦОВЕОГО начерпала ва совещании зкеааргов М Г Т по ькбору усдовей захоровения радвоактивпых отходов как фушщяи из:

АА Э СЁОйста а уровня авгизвоеЗЕ, которое вроходпло с 4 по 8 септкбрп 1972 г. в Ыоспвэ.

йкализ деягвльяоозз ЕНТС с иоиента его создания покаэываеа1, что нацеченаля н yse проводиаая органигецнн вэаниной нвфориацяя по ведуцшоя в эавершг ниыа работай, обсундзасе пужвй проаодикыг Есояедоваавй г выбор васравльнвй пкучннх исслэдовашШ в^ sexfflkeciEX аогещавшгх, ковврегиаацвн форн яшеривния раоог опособсгву$т гффевгнвшшу реяеьи» эадач в рамках ироОленк.

Твшаегше товарищ, Отдел Сэкрвгариага СЭВ по использованию аговной анергии в иврвше целях, пр-здваригельЕс 08ЕакоииЕшс-Б с докладами, прдДбг&влэввыш ва научно- тахаячзскуЕ попфврепциз, шражагг ^вереынооть в зон, чго на осзованни зачз5?аяных докладов и развернутой дискусоии Иуду* подтомэлоны предлогення, способствущле утнублэнкв сотрудзичесгва странje^oB CSB в облаотн переработки и аахоронзияя радиоактиланх оисодов и дезактивации оборудования.

Благодари за заикание.

–  –  –

Для. меня большая честь от ииэци Генерального директора Ыеадукародного агентства по атоиной энергии приветствовать конференцию Совета -Экономической Взаиьопоиовд, поевяда:инуи одной иг актуальнейших цроблеынеоврэыеивосги - зшците окружающей человек?, среда.

Моодународноа агентство по атоуной энергий и, в частности, Отдел радиационной б е з о пасности и защиты окружающей человека среды департамента технических операций с и с г е ш тически проводит аначителънув работу по решению проблвгзы прздохраэния внешней среда ог радиоактивных загрязнений.

Согласно csoeuy Уставу, ЙАГИЗ вырабаэызаег рекоыендащш, на которых базируются нацвоналъные стандарты радиологической защиты, а способствует унификации их для всех i'Oсударств. В ввачательной огедени это проводится путей систематических публикаций серий радиационной безопасности, технических руководств и материалов многочисленных сиипоэиунов, конференций и совещаний экоаертов по вопросам ядерной энергетика и радиационной эаедты.

Агентство является членом ГЭЗАШ - Группы Экспертов по научным аспектаи Морских З а грязнений, объединящей сеыь международных организаций,кзпосрздственво заинтересоваввых

-в решении проблей океана: ИМКО, ЮНЕСКО, ФАО, ВОЗ, ВМО, ИяГАТЭ в СОН. В течение текущзго года МАГАТЭ разработало и проводит в низкь три Еоордивацисвш^е научно-иеслэдовательские программы по совершенствованию методов обработки радиоактивных отходов а защиты округающей среды.

Поскольку эти програимы яиеют прямое отношение к данной Конференции, я позвовд себе коротко их охарактеризовать.

I. КООРДИНИРОВАННАЯ НАУЧНО-ИССЛБДОВА5ЕЛЬСКАЯ ПГОГРАНЙД ПО ИЗУЧЕНИЮ ПОВЕДЕНИЯ

РАДИОНШИДОВ ГЛОБАЛЬНОГО ХАРАКТЕРА ВО ВНЕШНЕЙ СРЦДЕ

Начало программе положило совещание консультантов по поведению тритии во внешвей среде, проведенное Агентством в апреле 1972 года.

Целью програиин является:

а) Установление длигельности пребывания трития а свстене почва-растения в различных знслогических и климатических условиях.При атои пти-ащвлоя получить давнае о поведении трития в случае использования тритий-содергащей.воды з сельскпхозяйстаэнных нувдех.

б) Изучение периода полужизни води в органиэнех г-езбйкохсзяйегаенных и доиашнкк Е И вотных путей проведения экспериментов на местных аивотных с использованием печеных атоиов. Результаты работы буяуг полеаны для последующего неученая явдевнх цепочек.

в) Исследование способности накапливать радиоактивность водньша организнами, тадииа, как бентовные ыорокие водоросли, иоллкюкх, панцирные и различные виды рыб.

Участие научно-исследовательских учреждений различных стран в координированной программе обеспечивается путей заключения с- МАГАТЭ контрактов на проведение иегледований по данной тематике. В настоящее врэня заключены контракты с Финляндией, Филиппинами и Таиландси. Оаидается поступление предлонэиий из Индии, Греции и Коста-Рики.

Вовиояностъ участия в этой програинэ рассматриваемся в США, Бельгии и- ФРГ.

Программа рассчитана на 3 года, координационные совещания планируется проводить essгодно.

2. КООРДИНИРОВАННАЯ ПРОГРАММА ИССЛЕДОВАНИЙ МИГРАЦИИ й ДИСПЕРСИИ РАДИОНШЙВОВ

ИЗ МЕСТ ЗАХОРОНЕНИЯ (ХРАНЕНИЯ) РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ Б РАЗЛИЧНЫХ ПОЧВЕННКХ

УСЛОВИЯХ МЕСТНОСТИ

Целью программы является:

а) Определение критериев хранения радиоактивных отходов в изоляции от окрунаяь цеП человека среды,

б) Сценка возшжной скорости распространения радионуклидов в noose и выработка альтернативных доходов захоронения (хранения; радиоактивных отходов для обеспечения более надежной задеты окрувапщей человека преды»

Программа включает изучение структуры почв с учвлои их опоообносги к иовообмену.

Штаируетоя рассматривать физическую природу отходов, подлекащях захоронению с учетом геологических, нетеорологических, гидрологических и сейонических факторов цветности.

В програьшз унв участвуют Польская Народная Республика и Корен. Оаидаетоя предлоге шю конграктов из Индии, Греции и других охран.

Прогряииа рассчитана на три года, координационные совещания будут проводиться енегодно.

3. КСОРДШШРОВАНЙАЯ ПРОГРАММА ПО ИЗУЧЕН2Ю KOfflLERUBHX СЙСИМ 0 Е Р ^ 1 Ш 5

РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ И ИХ ВЛИЯНИЮ НА ВЯЕШНШ СРЕДУ

Целью программы я в л я е т с я :

а) Соввршэнствовааие технологии обработки радиоактивных отходов с целью предотвращения воэконности выпуска радиоакгивносги с предприятий атоиной прошиленностя выше предельно допустииых концентраций. Оценка последствий сбросов радиоактивности во внашнюа среду, если таковые будут иметь наото.

б) Взаииосвязь секторов обработки радиоактивных отходов низкого и среднего уровня с общей коиплзкеной сиотеиой обрабогки радиоактивных отходов и оценка воздействия всей систены на окрунающую среду.

Участив в nporpemus yse привинаюг Таиланд и Филиппины. Онидается присоединение к програике Индии, Греции, Аргентина и других стрсн.

Програиыа планируется на три года, координационные совещания будут проводиться еаегодно.

В 1973 и 1974 гг. планируется начать научно-исследовательские дрограииы по:

1. Изучению прохоидения радионуклидов по шщовыи цепочкаи различных биологических сиома;

2. Разработке технических методов оценки загрязнений окрунавдей среды в различных районах и странах.

-10Серьезное внимание уделяется в Агентстве проблеме ибриОотки и окончательного захороитшя высокоактивных отходов.

Секретариат М Г Т планирует проведение совещания 20-24 ноября о.г.

АА Э в Вене по выяснению возмоЯ|.исти выбора иеадународного места хранения высокоактивных и альфа-содеркащих отходов. Планируется обсудить характеристики среды дл: хранения таких отходов, оценить необходимость меЕдуняродноМ программы создания такого ыеота, технологические проблемы при этом возникающие, и выработать рекомендаций для Агентства в отношении необходимости установления такого международного хранилища.

С 27 ноября по I декабря с. г. Агентство, совиестио с Европейский агентством по атоиной энергии, проводил симпозиум по обработка радиоактивных отходов, возникающих при переработке ядерного горючего.

В конце 1973 года Секретариат МАГАТЭ планирует проведение совещания консультаатоЕ по гармонизации национальных м региональных подходов к политике обработки высокоактивных и альфа-содержащих отходо.'з.

Агентство заинтересовано в установлзнии сотрудничества и тесных контактов при проведении указаналс программ.

Позвольте покапать успеиной работа вешеыу совещанию.

Агентство представило ва конференции в качестве инфориацронного иатераала несколько десятков экземпляров брошюры "Huslear рютег and 9nvlronBent B » подготовленной МАГАТЭ совместно с ВОЗ в мае этого года. Позвольте надеяться, что этот материал будет полезен для участников конференции.

Спасибо за внимание.

–  –  –

ОСНОВНЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ ИССЛЕДОВАНИЙ В ОБЛАГ-Тл

ОБВЗВРЕЯИВАНйЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

Доклад представила В.Г'^вловска Набзгодаеиоиу з нас?оядчв вреья динамическому развитию атоииой мхинки а энергетики сопутствует существенное увеличение количества радиоактивных изотопов и кх соединений, производимых сознательно ила образующихся в качестве побочных продукта гвхнояогических ядеглшх процессов. Все, созданные такян образом, долгонивувде радиоизотопы представлялт собой погендиальный источник опасности для человека и окруваючеВ его среда, и кач таковые должна подлезать специальному сбезЕреанваки», обоснованвоиу сообраяевпяия богопаснооти а экоаснаки [ 1, 2 ].

Уяе в васюящеэ зраы.ч производятся тские больше количества радиоактивных отходов» что HZ нельзя удалпгь пепосредизеино в окрузащую среад. Пргкякая валовую ноааость АЭС в ивре в 1975 году разной 125 ГБт, олвдуос учитывать возвоааость образования 125 тона продуктов распада, суикарной випав&ю.ьъ около 5 Л 0 1 0 кари. При рачноиерноы их рассеяния на поверхности неиного шара, подучилось бы яензбэгков радяоакгввяов заражение среды человека, ана'-ьдельно превышащее допустимый уровень. Следовательно, разработка пранаипоз рационального г Йэаопасного обезвреживания радиоактивных отходог является основвыи условней дальнейшего развитая ядерной техники и использования атомной энергии [4]. Как покввывавт опыт стран с зксокян уровнен проиышленного развития, этот вопрос, в настоящее ьреуя, разрешен псак-гпчески так, ч м sa наблюдается увеличения уровня радиоактивности ни' в нзпосредственнок окруаднии вточилх предприятий, ни в общей на агшои шаре.

Теи не иенее еледуег саазать, что все применяемые в вире нзтоды обозвренивания радиоакгнзных отходов, как о точки зрения технологии, так и безопасности, являются половинчатыии, потону что в сущности ааключаются в бегопасноа хранении отходов, а во в окончательной их удалении.

Поскольку по отнопеняв к огаодаи содераащии коротко- к среднеаивущие нуклиды, подлегащн8 распаду в проиеаутке врзыенк не превышали десятков лет, такое решение иоянс принять за допусгицое, постольку для оисодов, содернащих долгскивущие HJ-КЛИДЫ, где срок хранения следует счзтать на сотни в тысячи лет, такое решение вопроса явно недостаточное, в особенности, вопи учесть уке упоиянутоз, очень динанкчэспое увеличение количества накашшвавннх отходов в близайиеи будущей, ЭКОНОИИК? этого процесса и технические трудности хранения, особенно в небольших густонаселенных странах.

ПриивняеыыЙ, наряду с захоронениеи, метод разбавления низкоактивных отходов до уровня концентраций, признанных безопасшши, также не яззяетса иетодон вполне удовлетворичвльнаа, гак как долгояквущие нуклиды, хотя в в огроинон разбавлении, однако остаются в среде к накапливаются в ней.

Обработка и удаление радиоактивных, отходов охидает своего Эйнштейна, который уканег

-12роальиув воаиоиаосяь превращения радиоактивных долгонивущих нуадидов в сгабяпьаые нуклиды - и это будет окончательный раарешеняеи ьроблемы отводов.

Тагсой процесс, возыоашый теоретически и в лабораторных условиях, в наотоящее вреая не имеет шансов технологической реализации, но это не значит, что такой кга еиу подобный процесс, особепно если учесть совреиенный теып развития наук

и и техники, ае будет иметь этих аанпов в бкиаайием будущей. Это направление ш. е т с я более реальный, чен ярселгы высылки отходов в космос, али проекты, впрсчои совершенно непривилеане из-ва окруяающей среды, удаления высокоактивных отходов в глубичы иорей и океанов.

Практический подход к реальный фактам развивающихся и распространявщигся ядерных техник, атонной энергетики и атомной промышленности заставляет нас однако разработать "сегодня" методы удаления и обработки отходов, методы наиболее аффективные и наиболее экономичные и это будет теной обсуждений нашей конференции.

В нестоящий докладе я хочу дать обзор проблематика удаления и обработки радиоактивных отходов. Я считаю, что в результате конференции иокно будет указать основные направления исследований в наиих Странах в б л и я а ^ е и будущей.

Я хочу воспользоваться случаем и поблагодарить коллектив сотрудников нашего Института, занимающийся тематикой радиоактивных отходов, а в особенности доктор В.Чосновскув, за труд подготовки иатериеюв к этоиу докладу.

I. ИСТОЧНИКИ И КЛАССИФИКАЦИЯ РАДИОАКТИВНЫ! ОТХОДОВ

Радиоактивные отходы образуются во всех отраслях атонной промышленности [ з ] :

а) в производстве и применении радиоизотопов в нроныилевности, медицине и науке;

б) на предприятиях рудоподготоэки и производства ядерного горючего;

в) на атомных электростанциях;

т) на предприятиях переработки ядерного топлива.

Радиоактивные отходы делятся на газообразные, жидкие и твердые.

Главными источниками газообразных отходов являются АЭС и предприятия переработки ядерного горючего ( 8 5 К г, I 3 3 X e, * J и его производные). Кроне гого газообразные отходы иогут образовываться э ядррных реакторах охлаздаеыых воэдухои С^'Аг) Е В рудниках урана и вдрия (радиоактивные эманации). Газообразные отхода (кроме рудников) не представляют собой более серьезной биоопасности, в в основной, после тщательной профильтровки для отделения радиоактивных пылей, нонно их отводить в оиругавщув сред?.

Еидкие отходы представляют собой самую большую проблену иа-за их большого обьвиа и сложного химического состава. Практически, они образувтоя во всех предприятиях атокной проыышшшшсги.

Схема действий с этиии отходами зак!сит от таких факторов, как:

изотопный состав, удельная активность, солесодергание, содергание детергентов, сиазок, насел и т. п. Если существует тшсап возиовность, отхода разбавляются ц удашштся в р е м или моря. Отходы, удаление которых в скрукающую среду ведоаустино, концентрируются и хранятся до соответствующего свикеаия активности [ 4 ].

Твердые отходы, s который относятся; зараяеяаое оборудование, остатки ЧОПЛИЕНЫХ рук а топливных элементов и т.д. образуются во всех операциях о радиоактивными изотопами.

Эгн оясода чаще всего бетовирувгася в еасснЕНые блока и гранятся в специальных хренилищах.

-13И ПРИМЕНЕНИЯ is процессах яроигводсгва аадиии.^оюпов, и в лабораториях и предприятиях, прииеняюаш* ридиоективкич вещества» образуйся, как правило, некоторый количества жидких и творил; раяасактивйкх с-тхздоь, которые по клаосифийзыш ЙА1'АТЭ привадланат к категорияа 1, г в ? Г?].

Явдкив отхода этого таяв лредсгааляат сосой серьезную, хотя количественно небольшую проблему ввиду их СЛОЕНОГО, перененного « часто трудйиго для определения изотопного и хтшического состава, и sio нзлп?тся ирйчмно.ч заачигг..ьш. к трудностей а процессе обезвреживаний таких етходот* [5»?1- ^ах уже било сказано, в основном, еущеотвугай два прогавотмзвнх способа действия с нидгани отходами, а иаешю: раабазлевкв и удаление 'а ок^^аавдую среду или кокцрнл'ркрованае и захор^пэние - Кервый аз этих способов прзнзаяется по отношению к )\-:г.дви 1 категории, которые обычно соединяются с неакгивныш сточными вода!»;1 и УДПЛЯЮТСЙ з река, озера, «оря и океары иди не непосредственно вглуб эеили. Екдкяя обхода 2 а 3 категорий ве йогу? быть удаляемы непосредственно. Их обрэрозличЕ^;да иъчо/яш з зр^васииосг'и os гйыйческого состава.

К твэрдын рзавоаягиг-чыи ыходац относятся: лигнин, оСтарочшй иатериан, стеклпнныа в аеталлЕческве элеиенш аппаратуры, йуыага, реаина, плаотнаоеовая фольга, дерево, керавическге ьазериалы, отработааные фильтровальные аабнвки, ионообыенаиз сколы и т. п.

Отдельную группу составляв! биологические отхода, чаще всего трупы подопытных нивотшк;

эти ожода vpe6ys)T специального действия. Твердав отходы после саигания или арессоБки хранятся з специальных баках - хранилищах. Еявгу высокой активности, отдельную группу составзяс-т отработанные источни1Ж кокизируюцего лзлучеаия, такие как: а Со, Хг, Cs, S r - пГ, Аи, Ри-Ве, Ро-Ве и т.п. Такие отходы аоддавгся соогветствунщай защите я захсровявгся.

ПредвЕрателвная обработка [','} радиов-к^авных отходов соотоат, главный обрагок, в уненьшвпаи их объела, т. е. s конценгрировашм радииакЕивннх вевдогв к Б приведении их в вид, удобный для беаоя&йного хранения в периоде, аеобходинон для уневьаения активноета до уролня, дающего гозыовность удаления отходоа в окружающую срзду.

В вастояцеэ вреня в больаюы иасштабз арииеняатся следующие нетоды обработки низко- и среднвактивных жидких отходов [8]t соосап5ё"яе к коагуляция, ионообвен, упьриванив, электродяализ. сгуцеяие илаиов, отверждение галааов и концентратов в бетоне или в битуиз.

Для обработки твердых отходов приненявтср: прессовка, скигаиие (в той числе "водное* оаигание), битуиирование а бетонирование.

Нетоды, прогноаирувщив возиоаность яриаеневия в будущей: пенная флотация, электродеиоаизация, алектроосиос.

Выбор определенного кегода обосновывается химическим и изотопный составоа огходов и экоиош'ческяии сообразенияии.

Соосакдение и коагуляция давт воаиоквость изолировать из водных растворов соединения радиоактивных нуклидов коллоидного ила ионного типа [ 6 ]. Зги иетоды основаны на сорбировании или соосаядевии ионоз и коллоидов на осадках анфояернах гидроокисей, фосфатов, цианоферроаюв и другах веществ, нераогаориынх в данных условиях.

Эти иетоды, по отношению к некоторым радиоизотопам, неэффекиида и часто зеобходиво прииенять селективное соосагдение, состоящзе з применении специальных реактивов.

Химические иетоды обычно применяются для обработки больших объеиов неосвзгзевных аидкостей, но они ыало эффег^и^л; [9] и только в исключительных случаях коэффициент

-14даконтаиияавди превышает 10. Ha эффективность процесса влияв; иногие факторы:

р!!, кеипература, содержание детергентов, содержание неорганических солей. Позтоиу хииическую обработку применяют главные образом для предварительной очистки больших яидаостей, обличающихся значительный солесодерванкеи.

Сгущение п и а н о в. (Планы, образуищиеоя в процессе химической переработки радиоактивных отходов, содержат 99-95 % затл а подлекат дальнейшему сгущению.

Прииеняеиая на иногих предприятиях фильтрация шламов, постепенно вытесняагся центрифугированием, главный образои с примваениеы центрифуг непрерывного действия. Превосходство центрифугирования состоит в sou, что в этой процессе не получаются добавочные твердые отходы ( Б процессе фильтрации большие количества фильтрационных материалов). Однаково хорошие результаты дает процесс упаривания (пленочные выпарные аппараты, сушильные барабаны). Здесь существует возможность получения максимальной степени сгущения, до получения сухого вещества включительно. Очень хорошие результаты дает соединенна процессов заморанивания - размораживания г фильтрацией или центрифугированием, но требует применения специальных установок. Сгущенные шлаиы подвергаются огзерндению в бетоне или в битуие Прииенение ионообаена для очистки годках отходов гнтересво из-за простоты операции и зозаогкмти а^гоиагического или дистанционного управяения процесса [ 1 0 ].

Ээот иетод позэоляет эффективно извлекать радиоактивные изотопы из отходов и концентрировать их [ 8 ].

Дли очистки иидких отходов приценяются как синтетические оргеничепже иониты, так и естественные и модифицированные неорганические.

Синтетичеокие органические сиолы давт хороше результаты при о п чстке отходов с огнооктельно неборьшии солесодерьаниеи (до 2 т/и). Однако они не селективны, быстро исчерпываются и "рс5уте регенерации. Получаемые коэффициенты дезактиваций зависят, в значительной с-олеви, от химического к радиохию!чеокого состава отходов я составляют I 0 2 - 10^, а уменьшение обьеыа: 800-4000 раз. Дальнейшие работы в области прикеиенин ионообцеаных енол идут в направлении увеличения их избирательности и прЕиенения в виде ионообменных пленок.

Наряду с ионообненныип сыолаык прииеняюгея натуральные и сиьтеигееские неорганические иониты. Кх досямшетваии являются: прежде всего свойства селективной сорбции определенных радионуюмдов, их стоииоегь, со сравнение с оргакическиии ионитаиа, иеныпая, нет необходииосги регенерации ионита, хорошая радиационная и термическая устойчивость.

Их недостатки: относительно небольшая сорбционная еккооть (0,5 - 1,5 нг-вкв/г), алохая хиаичеокая стойпость, непостоянство состава а часто неблагоприятные фильтрационные свойства..

Концентрирование хидких отходов упариа %' ? в к вания является универсальный доходов, разрешавши получить Еоэ$фициенты дезактивации порядка ю \ Однако е ю ыетод относительно дорогостощий. Приценяется главшн образои в случае отходов с больший созесодерааанеа, относительно небольшого объека а о большой удельной активностью [ 9 ], а танке в случао высоких требований по отношению к степени дезактивации яидкости. Ограничением этого аетода является наличяв в зондекса~ тах летучих веществ, таких как йод и рутений. Применение сепараторов для уяешааванвв азрезолей, (кслонпк с наеадгшыи из колеп Рашига или аз стеклянной вазы), лает ЕОЗЫОЖность дальнейшего увеличения коэффициентов дезактивЕцаи до I 0 5 - 10 [ S ].

–  –  –

9 л е к 1 р о д я а л :t т и ч в о к s л о ч и с т к а гадких отходов [6] является относительно новым нетодои к э производетвенаон вас::таNaCl, в последствии ^ к н е сиесью 15 % NaCl + 10 % НС1, скорость раствора для регенерации достигала 0,3 ии/с. В ходе долговременных экопоринентоь иы иэиеряли эффективность деконтаминация, распределение кальцин р слое ионита, ход регенерации, количество регенерата, содернание кальция в рзгензратв и суммарную бега активность. В конце каждого экспериивыте т. е. после прекращения работы отдельные слои регенерировались в приведением узе порядка и анализировались.

Суыиарные результаты по ходу процесоа денонгаыииации приведены в таблице I I.

ТАБЛИЦА П.

–  –  –

Суммарные резуяьаагн но ходу регенерации всех слоев ионнта после завершения эксперимента (в общей 3) яри sex ае радиохимических и химических концентрациях, при разных рабочих периодах приведены в следующей таблице (нумерация слоев проведена в направлений снизу вверх).

–  –  –

Все приведенные величины являются результатов долговременных экспериментов с одним и seu не синтетическим раствором А-2 (выдержанный пол года). Раствор был приготовлен в количестве 2,5 м и хранился в технологической лаботарии в баке из неркавеющей стали. В ходе все* экспериментов раствор перемешивался и непрерывно проводился радиохимический контроль его состава и яднородногтг.

-341ОБСУДДЕШ РЕЗУЛЬТАТОВ Во вступительной части доклада обсуядаатся достоинства и недостатки вавевенрных реквлий применение ионитов в р " о тающих на рааных принципах аппаратах. Иыея в виду характер работы с радаоактивныии излучателями ы выбрали решение в виде колонны о подачей ы раствора снизу. Для определения основных условий для разработки иетодики, конструкции и производства лабораторного оборудования иеобходиыо било определить некоторые функции, существенный обрааоы влияющие на ход процесса.

Во-первых была определена скорость предела текучести частиц катнонита 3 - 8 аернениеи О,? ы а удельной весои 1,3.

ы В первых работах эта скорость была определена только приблизительно по скоростям седиментации ионита, переведенного в N a -, Ca- и Ре-форы.

Было установлено, что и реки и рабочего цикла колонны очень вакан для работы колонны, а именно с точки зрения не только хеыисорбции, но и довольно ра&ных гидродинамических свойств. Такиы образом была определена величина скорости предела текучести около 5ык/о« Как было уяе сказано, в следующей стадии исследований эта скорость была определена путей визуального наблюдения за турбулентностью частиц в зависимости от протоха за единицу времени и пересчета на линейную скорость в лобовой часта слоя ионит-а. Такиа обрааоа первая величина была уточнена н была получена величина 2,5 аи/с. Более точная в е личина скорости порога текучести была получена при помощи расчета по Пиларну [ 9, 1 0 ].

Для раствора А-2 скорость предела текучести катионита S-8 зернением 0,7 мм, определе.ннай при поыощи расчета, составляет 3 аи/с.

Эти данные наряду с другиыи данными были использованы при конструировании колонны. Для осуществления идеи непрерывной сорбции с регенерацией насыщенного слоя вне объеиа рабочей КОЛОЕНЫ пришлось определить высоту обменной зоны ионита. Для этой цели ш воспользовались определенней из выходной кривой по уравнению Кунина [15]. Чтобы использовать это уравнение в условиях нашего эксперимента, нам пришлось определить выходную кривую (си, экспериментальную часть). Для катионита приведенного аернения в определенных выше условиях (содержание Са) пронекуток времени меяду проскокоы 10 и 80 Са равняется девяти часаы. Высота обменной зоны ионита составляет 8 с а. Эти факты принимались во внимание как при конструировании, так и при разработке рабочей методики.

Опи сание процесса и технологической схемы приведены в экспериментальной части. На зтон месте надо эаиетить, что ради резерва величина пороговой скорости, учитываемая при конструкции, была несколько занижена (прибл. 2,4 ш / с ), промежуток времени ыевду двумя регенерациями принимался равный 10 часаи и высота обиеаной зоны 6,5 си. В течение работы удалось относительно хорошо решить аадачу "выстреливания" иовита 08 рабочей колонны в колонну для регенерации прк ноиоода тангенциальной форсунки, расположенной на дне колонны и тангенциального выхода вытянной трубки в колонну для регенерации (режаы работы описан а изображен на кинограиы), р и с. 5 ). Из результатов, полученных при н е а к тивной ходе описанной установки, вытераег, что разделение Са в отдельных рабочих зонах удовлетворительно. Несколько отрицательное влияние здесь оказало.прииененае аанияенной высоты рабочей зоны. В этом случае нам следовало не учитывать кое-какой резерв, а прямо применить результаты расчета. Йэ оценки активного аксперииента вытекает, что в ходе всех &ксперииеитов эффективность дезактивации была довольно хорошая (средняя величина очистки от $г достигает прибл,, 93,9 % исключая аноиалвные р^ульгаты, появившиеся в ходе экслеринента), Распределение кальция в оядб^ннх рабочая зовах находится в согласии с результатами неактивных экспериментов. Прсг-:ос регенерации ионига, содераащего радионуклидыf до высокой степени встречается со эначигэльннш затруднениями,, Речь идет в особенности о продолнительности регенерации, ее ооответсгвугощей последней при регенерации кальция, и об образовании значительного количества регенэратов.

Эжоз факт полностью сказывался на ходе долговрвненных экспериментов - ор.регенерации пооле ~342нескольких различно продолиителышх циклов. При долговременном повторении рабочих циклов и регенерации появляется повышение уровнч радиоактивности, возвращающейся виесте с регенерированным раствором навал в рабочую колонну..Разнице между SO и 180 часовыми экспериментами четкая, а притом распределение кальция сохраняет одну и ту Ев величину, сравнимую с неактивным экспериментом. Сравнивая результаты определения сжимаемости, ыы видии, что при регенерации вынесенного слоя ионита вне рабочего пространства колонны, объем регенерата сосаавлнт 2,6 % полного объема исходного раствора, в то вреыя как при регенерации целого слоя иони4а в рабочей пространстве колонны объем регенерата составляет 8-10 % общего объема обработанного раствора.

Рас.

-343В заключение ИОЕНО оказать, что целью лредлагаеиой работы являлась р&врабогка конструкции цодэяи аппаратуры н разработка нетодвкн, производства в опубликованных равьг© системах напр. Хиггинс-Ыессавга, в условиях обработки аидких радиоактивных отходов, йа полученных до сих пор результатов иоано сделать вывод, что праивнвние ионообменных сиол не является саиыи выгодный решением для обработки низкоакгивных сбросов с высокой концентрацией солей. Причиной является трудная регенерация ионита при гребовании ыинкиальной остаточной радиоактивности и обравуиание значительных объецов рэгзнерата, который надо снова обрабатывать. Следовало Си провести испытания применения и других ионитов, в особенности анионитов, в давно*: систеие. Результаты испытаний показывают вадезность отдельных элементов аппарааууы в работе, относительно низкие требования к уходу за аппаратурой и L J S H O S H O C T B ПОЛНОЙ автоматизации процесса. Сиотена на основе колонны с подачей раствора снизу s с выноссш насыщенного слоя попита прииенииа таи, где требования к уровню остаточной активности после коромсовреаенной регенерации невысоки, т.е. напр, при использовании избирательных сорбентов для извлечения долгоаивущих излучателей иэ средне- и высокоактивных сбросов, возникающих при переработке обработанных твэлов. После нужных испытаний описанную систему УОБНО попользовать такне и при классической обработка некоторых типов сбросных вод. В таком случае целая работа нундается в еще более подробвой разработке, усовершнствочанщ отдельных элеиентов, в случае надобности и в дальнейшей инженерной разработке в проиБьодсг^внкоц масштабе, в оценке эффективности приманенных ионитов в целой систеие о оценкам потерь ионита в условия:: долговременной работы установки включительно.

ЛИТЕРАТУРА

1. Operation and Control of Хоп-ВхоЬагще Processes for Treatment of Itadioaotlve Wastes, Technical Reports 78 IAEA, Vienna t967.

2. Management of Radioactive tfaetee at Nuolear Power Plants. Safety Series No.28 IAEA, Vienna 1966.

3. Kiag L.J., Pilot Plant Demonstration of the Decontamination of Low-level Proooss Яаэгев by a Beoyole Scavenging - precipitation of lon-ExobQRge Ргооевв, CHHL 1965.

4. H.Erause, Brfoimmgea In der radioaktivev dee Kernforeobungooaentrumo Eerlsruko in des Jahren 1961-1962,tterntooluiib,MSrs 1964..

5. R.Eunin, Ion lixohonge 'Jeohnology at the Present Tliae. ROHM and Haas aosecvroh Laboratories Bristol, 1970.

6. J.Stamberg, V.Hadl, loaexy - priruoka pro 1аЪогагогп1 a provosni praxi.

SHTL- Praha 1962.

7. B.Stuohllk, Piltrp,OG vody. SNTL - ?raha 1662.

8. Spolek pro cburalokou a butul vyrobu a.p, Sati n.L. Toohnioice a obsbodni apiavy 1964 - serle 0П0, 0.2.

S, A.Pllar, Cbooiolio inzenyrstvi I. Meohanlo^e a hydromeobanioli^ opsrraae, SNTL-1659.

10. A. F i l a r a k o l,, Priklady ohemlcbo-liizfinyrskycii vypoctu, SNTL - Pralia 1962.

11. J.Napravnik, L.Derak, K.Cernyj Zarizeni pro likvliluci u dekontamlnaoi rudloakt i v n l c h odpadu 2. j a d e m e e l u k t r a m y. Zavereonu ^prava. Zprava UJV 18UC, /1967/.

12» Jaderne ohemioke tabulky. SNTL - Pralm 19G4.

ИСКУССИЯ РЯБЧИКОВ Б.Е, I. He считаете ли Вы целесообразным увеличение скорости раствора в 5-10 раз гак, чтобы слой ионита прижимался к верхней дрен; - о й сетке (как у аппарагов типа Asahi ).

2. Проводится ли вывод ногата в регенерационную колонну и подача отрвгэнарнровапного понита в сорбер одновременно.

Эо Каноэ время продолнаетоя регенерация и производится ли фракционирование регенерата»

4. Не наблюдается ли забивание трубопроводов смолой.

5 а Каковн затраты воды на перемещение исни-гов в $ к переработанному количеству.

Н№АШЩ_1. I. По нашему мнению скорость раствора невыгодно увеличивать, так как при повышенных скоростях зерна ионита спешиваются и потом слой нельзя удалить я келаэнон объеме.

2» Этот процесс периодический и вывод иокита и подача нового ионита происходит в двух стадиях.

Зо Регенерация ионита происходит два часа.

4. Забивания трубопроводов не наблюдалось.

5. Затраты представляют 10 в о-гношвнии к объему исходного раствора.

–  –  –

СОРБЦИЯ НИТР030РУТЕНИЯ НА НЕРАСТВОРИМЫХ СУЛЬФИДАХ

МЕТАЛЛОВ И ВЛИЯНИЕ НА НЕЕ К0МПЛЕКС00БРАЗЛВДХ ПРИМЕСЕЙ

Доклад представила В.Д.Бапукова Аннотация Удаление нитрозосоединений радиорутения из растворов является сложной задачей из-за многообразия форы его состояния. Между теы, в радиохиыии это практически важно в связи с проблемой дезактивации жидких радиоактивных отходов.

Большой антврес для сорбции рутения из радиоактивных растворов представляют сульфида ряда металлов (меди, ыарганца, никеля и д р. ). Они обладать очень малой растворимостью и могут быть получены в гранулированной тостоянии. Из девяти исследованных сульфидов металлов наилучшие результаты получены с сульфидаш веди и сурьмы, смешанными с порошкообразным металлическим цинком.

Сорбент на основе сульфида меди и цинка имеет сильные восстановительные свойства, что благоприятно для поглощения радиорутения.

Изучена в статических условиях сорбция радиорутения из растворов нитрата натрия различной концентрации. Сорбция рутения на сульфиде иеди о цинком мало зависит от концентрации нитрата натрия.

Изучено действие на величину сорбции радиорутения веществ, относящихся к различным классам: одно- и двухосновные органические кислоты (уксусная и щавелевая), оксикислогы (молочная, яблочная и триоксиглутаровая).

ион йтора, кошше"соны. Влияние указанных веществ на сорбцию нйтрозорутения изучалось при постоянной ионной силе, которая определялась довольно большой концентрацией нитрата натрик.

По увеличению влияния исследованных веществ на сорбцию нитрозорутения их ыокно распределить в ряд: нитрат ацетат фторид оксалат, лактат. триоксиглутарат диотидентриамшшентаацетаз!.

В докдадл высказаны предположения о возможной ыеханизна сорбции рутения на сульфидах и составе некоторых комплексов.

Интерес к сорбции нцтрозорутения в значительной степени связан ^ проблемой очистки жид»

ких радиоакмвнкх. отходов. Рутений относится к числу наиболее трудно удалявши; рлемвнSOB прк очистке растворов что, в ОСНОВНОЙ, знэзано его большой склонностью к образования комплексных соединений с различными веществами, содержавшийся в сбросных растворах в качестве ггоиыеосей.

Большой интерес для сорбции рутения из радиоактивных растворов представляют оульфвды разных металлов (меди, иарганца, никеля и д р. ). Оки обладают очень малой растворимостью и могут быть получены в гранулированном состоянии.

В настоящей докладе ш хотели бы ограничиться раоснотренлеы сорбции рутений на грьнулированкых сульфидах металлов, которые конно было бы применить ъ сорбцйонннх яолонкаЬ, и не рассматривать ооосаидение рутения с ООЭДКЕЙИ сульфидов з процесса их образования.

–  –  –

и сульфида сорбируемого элемента, в данном случае рутении.

Другим механизмом, которой предстивлпг'тин ном v^rnDimuu, нвляигеп ниординлцин рутении с группами S или H S, находящимися ня поверхности сороента.

Одним из вопросов, который интересовал нас при нроиедьми.; данной работы, был тагасс возрос о влиянии восстановителей на сорбцию рутения. Улучйопно сорбции рутения а присутствии сильных восстановителей {$О2&2®4 И д Р * ) отмечались рндо:: ajiTopoe, однако механизм их влияния пока не изучен.

Экспериментальные данные по сорбции нитрозорутикии на сульфидах рнда металлов приведены в таблице I.

Яидкие отходы, из которых проводилась сорбция, содержали рутений и виде неидентифицироввнных анионных комплексов и имели различную концентрацию нитрата натрия.

–  –  –

Наиболее подробно изучена сорбция нитроэорутения на сульфиде меди, к которому перед стадией гранулирования для улучшения сорбции прибавлялся в,;а'- т в е восстановителя металлический цинк» В дальнейшем м называем полученный таким образом сорбинг сульфидным «op'is.ны том.

Б динбнкческих условиях сорбент использовался при зернении 0,25-1 м (нас!/.».ID:! вес I'.fc'i м г/ыл), в статических - в ТОНКОИЗМСЛЬЧЙННОМ состоянии. Испытанно этого сорбента н ди1-:аничоских условиях на том же растворе дали результаты, приведенные на рис. I.

–  –  –

-347Через четыре колонки с высотой слоя оороенга от 50 до 200 uu и объемом сорбента 0,5-2 мл с одинаковой скоростью (20 ш/с\? ч) пропускался раствор рутения. В.онп контакта раствора с сорбентом в зависимости от объеыа сорбента изменялось от 15 до 60 иин. Оказалось, что в течение длительного времени (весь опыт длился свыше двух месяцев) наблюдались ДОЕОЛЬЯО высокие коэффициенты очистки, соответствующие удалению более 99% рутения.

Увеличение времени контакта в изученных пределах вызывает приблизительно пропорциональное возрастание коэффициента очистки. Несмотря на то, что объеы пропущенного раогвора превышал объеы сорбента в различных колонках в 1500-4000 раз, резкого ухудшения очистки, свидетельствовавшего о "проскоке" рутения, не было.

В таблице 2 приведены данные по сорбции на сульфидной сорбенте ряда осколочных долгоживущих элементов, которые могут присутствовать в жидких отходах.

ТАБЛИЦА 2, Коэффициенты распределения (Кр) радиоэленентов на сульфидном сорбенте

–  –  –

Поскольку в жидких радиоактивных отходах иогут содериатьоя примеси (моющие, поверхностноактивные и коиплекоообразующие вещества), влияющие на величину сорбции нитрозорутения, было изучено действие на иее веществ, относящихся к различным классам: одно- и двухосновные органические кислоты (уксусная и щавелевая), оксикислоты (молочная, яблочная и триоксиглутарозая), ион фтора, комплексоны.

Влияние указанных веществ на сорбцию нитрозорутения изучалось при постоянной ионной силе, которая определялась довольно большой концентрацией нитрата натрия - около 6М» что соответствовало максимальной концентрации посторонних солей в яидких радиоактивных отходах.

Из исходного раствора нитрозонитрата рутения были приготовлены серии растворов с различной концентрацией комплексообразующих примесей. До сорбции растворы нагревались в течение шести часов или выдерживались в течение недели при комнатной температуре для тоге, чзобы реакция образования комплекса прошла полностью.

Как видно из рис. 3, ЦКр линейно уменьшается при увеличении lg концентрации комплексообразующих веществ. По увеличению влияния исследованных веществ на сорбцию нитрозорутения их монпо расположить в ряд: нитрат ацетатфторид окоалат, лактат, малат триоксиглуlopai диэтилентрнаминпбнтааце'Еат.

По-видимому, в такой же порядке возрастает прочность комплексов нитрозорутения с перечисленными лигандаый. Образование таких конплексов было подтверждено методом электрофореза на бумаге, который проводился при разности потенциалов 2000 В в течение 2 часов [ 4 ]. Распределение руеения по бумажной лен'ге после проведения электрофореза и высушивания ленты измерялось на счетном устройстве я непрерывно записывалось с помощью самопишущего прибора.

Результаты проведения элекрофореза показывают, что введение в раствор исследуемых примесей существенно влияет на состояние рутения в растворе* Под влиянием этих веществ возникают новые пики на элекрофоретических кривых, характеризуемые различной подвижностью, по величине которой можно судить о знаке и величине заряда соответствующих комплексных ионов ( р и с Л ).

Как видно из рис. 4а, в исходном растворе, который содержал нитрозонитрат рутения и нитрат нвтрия и имел рН около 5, ш • ••• весь рутений при электрофорезе остается на месте нанесепин, что в данном случав, как показали отдельные опыта, объясняется сорбцией нитрозорутения бумагой. Вес^ыа вероятно, что нитрозорутений в такой растворе находится в виде гидролизованяого кошшекса [RuN0(0H)3(H20^]°, который в области иакроконцентрации рутения соответствует труднораствориыой гидроокиси нитроэорутения, выпадающей в этой области эначевий рН. Часть нитрозорутения, возмонно, находится в виде более гидродизованныг. фори, ааряаенных отрицательно [ 4 ].

В ацетатном растворе при рН=5 иитроаорутений существует в виде трех фори - одной нейтральной и двух анионных с зарядаиз I - и 2-.

–  –  –

Малатный коиплекс лызет заряд 2-, так как при меньших концентрациях налат-иона при алектрофореае появляется ещеэдна форыа о величиной подвинности в два раза меньшей.

Двь пика5 полученные при электрофорезе витроаорутения в оксалаянон росхворе-, яо-видикоиу, выеют одинаковый заряд, так как различие в их подвяяностях очень мало. Величина подвижности оксалагнего коыплекса близка к подвиняоети ыалатного конплекса. Поагоиу ыоано предполоаить, что он так ае как и малагный конплекс инееа заряд 2-, Величины подвианостей лакгатного кошшекса и комплекса о трао'коиглутаровоа кислотой приблизительно в два раза неньше, чен подвижности налатного и оксалатното конплексов. Повидимоыу эти форыы нитрозорутенкя имеют величину заряда I -.

С Д П нитрозорутений образуег две анионные формы с зарядами I - и 2-, о чек ыовно судить ТА по кратности величин подвинносЕей этих фори.

Приведенные данные свидетельствуют о той, чэо применение сорбента на основе, сульфида неди дает воэиоаность эффективной очистки.шдких отходов от Ru. Степень очистки при этом мало зависит от концентрации таких солей дак нитрат натрия.. Некоторые из коыплексообразующих прииесей, присутствие которых возможно в иидких отходах (оксикислоты, коцплексоны и др.), вызывают ухудшение сорбции рутения вследствие образования о ниы прочных комплексных соединений.

ЛИТЕРАТУРА

1. B.L.Moore„.jJalnorg Nuol. Ohom. 14, s 38 /I960/ 2, S.Van de Voordo, ICRooters, Management of Low - and Intermediate - Level Ragloaotlve Wastes« IAEA -8МР.137/6Б /РГОО. of Syrap.Alx on Provenoe t97O o. 669 3 € N.Jaaegeta, KoJwosbiraa, Rapid Methods for Measuring nadloaotivitl In the Environment, 1Ш& Vienna, 2.971, p-86.

ii. Б.А.Зайцев, Т.С.ШвБеляина,"Радиохиыия, 12., 860 (1970).

–  –  –

ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ФЛОТАЦИИ R u, C e, P m и СОРБЦИИ S r

НА СМЕШАННЫХ КРИСТАЛЛАХ ДЛЯ ДЕЗАКТИВАЦИИ

РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

Аннотация Изучалась ионная и коллоидная флотация I o f e Hu(rV), I O 6 BuNO(III), С е ( Ш ) и w ' P m ( I I I ) из водных растворов в лабораторном маовтабе каеионоюиными, анионогеаными и неионогеаными поверхностно-активными веществами в вввисииости от рн, концентрации отделяемой составной и индийеренгного эавкарояита. С целью повышения еффекхявности, наряду о одноступенчатой флотацией.

ч е е рутеаия в одной из ступеней достигало 92 *, а у w p m ( Т Щ. П ш использовании ацетюигрянетиланнонии бромида при рН=7,5 отделение доозигало 90 %. Многоступенчатая флотация ювви (ЛГУ позволяла достигать оепарашш оолев чен э з уь*.

В области сорбции радиоактивного стронция из сточных вод йсслвдовалнс)! сорбента на основе смешанных кристаллов. Внимание уделялось кнк оинаряык смесям изоморфного типа,так и вещесгваь о Бануадеаной иаонорфией (ыетастабЕЛоного характера). Механизм сорбции стронция на сорбентах второго типа изучался более подробно. Практическое использование сорбента какого типа было проверено на растворах с Ocseo высокой объемной активностью (до I Еи^л), Д. ФЛОТАЦИЯ I 0 6 Ru(IV), I06 R4 C e ( I I I ) и I47Pm(HI) aaHQ(III), ВВЕДЕНИЕ Одним иа используешх методов для извлечения радиоактивных изотопов иэ сбросных радиоактивных к д является флотация поверхностно-активными веществаии. К раствору, содергадему радиоактивный изотоп в ионной или коллоидной форме, добавляется поверхностно-активное вещество, которое связывает извлекавши изотоп электростатически или образует с ЕИИ комплексное соединение. Для сепарации I Q 6 Ru(IV) и * О б й и Ш ( Ш ) ваш ионользовался додециламин (ДДА, катиовоактивный) и Нелами ( I, ан$огервый); дая сепарации ае ^ С е ( Ш ) и Pm(UI) бромистый ацетилтриметиламконий (ЦТАВ, катиовюактиввнй), лаурилсульфат натрия (ЛСН, анионоакгившй) и "Словасол 0100" (СС, неионогвненй, втиленоксидшй конденсат). В кислой среде радиоактивные вещзства находились в иоинон состоянии, с возрастанием рН они переходили в коллоидные гидроокиси [1,23ЗКСПЕРИМЕИТДЛЪаМ ЧАСТЬ Флотация прозодилаоь в лабораторных масштабах в стеклянном сосуде цилиндрической форга обьеном 100 мл. Для отвода сосуд сверху конусообразно сужен, а ониву был снабжен фритой (со средним раамеронпор 15-ад мк). Подвод для азота служил дая его ирояускания сквозь гидкость во время флотации. Объем флотированного раствора составлял 50 мл, концентрация Се(III) соответствовала Ю " 8 иоль/д; при работе о * * 7 Р т -в качв(5тае носителя добавлялся N d ( I I I ) в количестве Ю " 8 моль/д. Концентрация Eu(I\^) и ВиТО(Ш) ооотвьтствовала 10 иоль/л. Время флотирования Hu(IV), C e ( I I I ) и Pm(III) равнялось 1 часу, в случае же RuNO(III) - 2 часам. После окончания флотации измерялась радиоактивность раствора, а из разницы, до и после флотации, рассчитывалось количество удаленного радиоактивного изотопа.

РЕЗУЛЬТАТЫ

Y взучаеных радиоэлементов для установления условий наиболее гффективной флотации, был определен ряд зависимостей, определяющих флотацию. При этой обращалось внимание на т о, чтобы потеря раствора из-за вспенивания не превышала 5 %. В таблице I приведено количество удаляемого радиоизотопа (в процентах) при оптимальном значении рН, скорости азота и концентрации поверхностно-активного вещества с учетом шкеимальной 5 %-ой потери раствора.

–  –  –

На рис Л приведена зависимость сепарации флотации од рН для отдельных радиоизотопов и поверхностно-активных веществ, флотация с которыми была наиболее эффективной.

Снижение концентрации, радиоактивного вещества на один порядок было достигнуто только лишь в случаях I 0 6 B u ( I V ) с додециламинои, где при рН = 5,6 соответствовало 92 %, и 1 * * 7 Р т ( Ш ) с бромистым ацетилтрииетилаыиониен при рН = 7, 5 где равнялось 90 %.

Из приведенной зависимости вытекает, что флотация, наиболее эффективна Б слабо-кислой и нейтральной средах; кислая не и щелочная среды для флотации не пригодны.

Концентрация флотированного иона добавляемого в качестве носителя к соответствующему радионуклиду имела довольно большое влияние на эффективность сепарации. У Hu(lV) и RuNO(III) наиболее высокая сепарация била достигнута при концентрации 10 М, для IW C e ( I I I ) и I 4 7 P m ( I I I ) пры концентрации I 0 " 8 М. В таблице I I приведены результаты флотации как дли следовых концентраций всех изучаемых радионуклидов, так и при их концентрации К Г 5 М. При сращении величин в таблицах I и 2 видно, что флотация как

–  –  –

а - желатин, б - додецилаиин, в - броиистый ацеаилтриметилаиионий, г - лаурилсульфат натрия, д - словасол 0100.

Возрастание ионной силы раствора проявляется в процентном снижении сепарации, гак что в растворах о высокой концентрацией солеи ыонво ошдатъ более низкого вэвлеченвя научаемых радионуклидов. В случав Hu(IV) а качеоагэ олеяаролиаа испольабвЬдся хлористый натрий, а в случаях НиМО(Ш), С е ( Ш ) и Р т ( Ш ) - азотнокислый вадрий.

В таблице 3 приведены проценты флогации отдельных радионуклидов в присутствии I M NaN03 или I U NaGl.

–  –  –

С целью повышения эффективности извлечения радионуклидов из раствора была введена иеоколькостадийная флотация. Более эффективная саларация была достигнута только лишь в случае Ru(IV) с дрдецилатглоы, когда в третьей стадии извлекалось 99 %, то зогь концентрация радионуклида в раотворь снижалась на 2 порядка.

Кроне уна выше отмеченных пар Ru(IV) о додецилаииноы и Pm(III) с броииошы ацетилтрицетиламиокиеы, эффективность флотации в остальных случаях была довольно низкая.

Это нонно объяснить тем, что менду соответствующий радионуклидом и ПОБЗРХКОСГНО™

-активными веществами не дошло ни к электроотатичеокому взаимодействию ни к образованию комплакоов; возникало только лишь олабое физическое взаимодействие ывнду поверхностно-активными веществами и радионуклидами или с их коллоидными гидроокисями.

Б. СОРБЦИЯ РАДИОАКТИВНОГО СТРОНЦИЯ ИА СОРБЕНТАХ ТИПА С Е А Н Х КРИСТАЛЛОВ

МШН Ы Для дезактивации вод контанинированиых отронциен-90, также как и для извлечения ионов стронция из растворов, как правило, используется сорбция на осадок, структурные свойства которого подобны соответствующим соединения!! стронция. В большинстве случаев дело касается веществ, которые образуют с ионаыи стронция сиешашше кристаллы ввська мало растворимые в воде. В такой случае собственная саларация осуществляемся али посредством соосакдения, или сорбцией на заранее образовшзися осадке. Для таких целей чаще всего применяются сорбенты: сернокислый барий, стронций, свинец, и д р., то еоть, г соединения, которые, как правило t образуют о соответствующий соединением стронция смешанные кристаллы.

В нашей лаборатории уже раньше исследовалась система BaSO^ - CaSO^ [ 3 ], которая после особой термической обработки, при сорбции ионов отронция давала намного лучшие результаты, чем чистый сернокислый барий. Выше указанная система в дальнейшем стала предметом более глубокого изучения с помощью структурных негодов [ 4, 5, 6 ] а ДТА [?] и изучением специфических сорбционных свойств [ 8, 9 ]. Пии этой было установлено, что бинарная система BaSO^ - СлБОл, будучи подвергнута особой термической обработке, образует смешанные кристаллы ыетастабильного характера, которые отвечают двум структурам.

При этом снеси, с содерианием BaSO^ примерно до Ю ыол.%, образуют смешанные кристелля со структурой ангидрита, а выше 50 % BaSO^ - кристаллы со структурой барита. Эти твердые растворы относительно стабильны и на исходные равновесные компоненты разлагаются только лишь при i-емпературе выше 700°С. При контакте с водой доходе1" к растворению качьц. евой составляющей, причем происходит постепенная рекристаллизация (изменение еркстпл.чической структуры н направлении к BoSo^) и освоОовда

–  –  –

-356дли одноступенчатой сорбции, в качестве же аагруяки в сорбционные колонны они ыало пригодны.

ЛИТЕРАТУРА

1. F.Sepak, J.Krlva, J.lnorg.nuol.Chem., 3g, 719 /1970/.

a. F.Kepak, J.Krlva, J.inorg.nuol.Chem., S3, 1741 /1971/.

3. Ii.Berak, J„Hanioh, J.Coil.CSBoh,ohem.CommunB, 31, 881/1966/.

4. OoVoJtsoh, J^Moj-aveo, P.Blouha, J.lnorg.nucloChem., 33, 3725 /1970/.

5. OoVoJteoh; J.Moraveo, I.Srlvy, Jolnorg.nuol.Chem., В Печати.

в. J0Morevoo, O.VoJteob, DJV 2596.C!h /1971/.

7. O.Vojteob, J.Vaohuska, Journal of Thermal Analysis, Vol,3, 36 /197l/o

8. O.Vojteoh, UJV 2361.CH /1S70/.

9. OeVoJtooh, H.Saleoka, UJV 2820.Ch /1872/.

10. O.Vojteob, J.Moraveo, UJV 2416.Ch /i97O/.

–  –  –

СВОЙСТВА ОТВЕРВДЕННЫХ ВЫСОКОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

И УСЛОВИЯ ИХ ЗАХОРОНЕНИЯ

А ннотация В докладе рассматриваются материалы типа отекла и базальта и юс свойства, определяющие условия хранения: необходимость гидроизоляции, военокнооть и наобходиность герметизации, условия отвода тепла. Иооледованив подвергались материалы, полученные иа радиоактивных отходов различного состава.

Удельная активность твердых материалов колебалась от нескольких инлликюри до 1000 кюри на литр. Лэучались также модельные препараты разного состава( не содергащие радиоизотопов. Приведены результаты длительного воздействия высоких температур и радиации на структуру и свойства стеклои баэальто-подобных материалов и предлозено их разделение fia четыре структурные группы. Показано влияние различных компонентов не термическую, радиационную и химическую устойчивость материалов. Описка механизм радиационного воздействия.

На основании рассмотрения механизма выщелачивания радиоиэоаопов предложена оценка допустимости хранения стеклоподобных материалов без гидроизоляции.

Приведены экспериментальные результаты определения г-вплофааических констант материалов и предлояены оптиыальные варианты отвода тепла из иогнльников.

При выборе форы для захоронения радиоактивных отходов наряду с технодогическша сообранениями (оценке трудоемкости процесса получения, шеономичностью его) особу» роль играв:?

фактор безопасности при захоронении в могильника?, простейшей конструкции. дли обзепечения ббзопастности в процессе хранения необходимо стремиться к ыинодальной скорости выщелачивания радиоизотопов, иаксииальао-воэцойкой радиационной устойчивости, прн которой сохраняется целостность блока. Эти требования гагут быть удовлетворены при учете вавяния химического состава, удельной активноохи и объош перерабатываемых отходов. Одним из необходимых условия являетоя конценгрированиа радиоизотопов в возшано ыалон объеиз.

Расчеты показывают, что отверкдзнные радиоактивные отходы начиная о объемной активноавн 10 Ки/л могут разогреваться до температур выше Ю0°С [1,2].

Приведенные в статье.материалы получены в результате исследований продуктов, ост9иловн= вания радиоактивных отходов различных составов приготовленных путец обезвоживания,сввшения со стеклообразующиыи добавками (силикатными или фосфатными) и сплйления в различных условиях. Объемная активность препаратов колебалась от нескольких милликюри до 10000 Ки/л [I] •

-358ОСОБЕННОСТИ СТРУКТУРЫ ПЛАВЛЕННЫХ ПРЕПАРАТОВ И ЕЕ ИЗМЕНЕНИЕ Ь ПРОЦЕССЕ ХРАНЕНИЯ ПРИ

ПОВЫШЕННЫХ ТЕМПЕРАТУРАХ

Отличив полученных препаратов от обычных стекол обуславливается, кроме наличия радиоиаотопов, двумя причинами

а ) температура приготовления препаратов, как правило, ниие температуры варки соответствующих стекол, а время выдержки расплава не превышает двух-трех чаоов.

в) Стремление к максимальному концентрированию радиоизотопов приводит к необходимости введения в состав препарата значительных количеств чакроконпонентов раствора, в том числе соединений, не являющихся сЯеклообразователями.

По структуре иооледованные препараты могут быть разделены на четыре группы:

Д ~ силикатные препараты, содержащие не менее 50% стеклообрааующих компонентов (SLO?, j и не более 10% окислов щелочных металлов и борного ангидрида, а такие не более окислов иелеза, хрома, марганца. Эти препараты наиболее напоминают стекла и не содержат кристаллической фазы.

Б - силикатные препараты, содержащие не более 35% ствклообраэующих добавок, не аенее ICS окислов щелочных металлов и не менее 5-10% борного ангидрида. Наличие значительных колмчеотр (15-20%) цестеклообразующия окислов многовалентных ывяаллов приводит к неоднородной структуре и способности к быстрой кристаллизации, Поэтому при охлаждении расплава этих препаратов образуется стекло-криоталлпческие иатериалы с преобладанием кристаллической фазы. В - базальтоподобные иахериалы ( отличающиеся высокой кокценградаей кристаллической фазы в объеме препарата уже в результате их приготовления. Препараты имеют высокую хииичеоную устойчивость. Эти препараты.отличаются низким содернаниен соединений металлов, выоокой вязкостью расплава и высокой температурой приготовления. Г - фосфатные отекла,.

хиыччзсная устойчивость которых определяется наличием полимерного фосфатного каркаса.

Устойчивость ИХ увеличивается при наличии окислов, имеющих зыооЕую генпературу плавления и малую величину силового поля катиона (AI 2 0^ р T L 0 2 j Z r O 2, T h O 2 ). ©оофатнне стекла легко кристаллизуются.

В процесса хранения рвдиоавгивньш препараты длительное время находятся в воне высоких температур. Длительный огяиг нонет приводить к иэнененаю структу1)н „ ш в большинстве случаев в хишчвоной устойчивости. Пра этом характер теипературной крксгалли8ации различен для разных групп препаратов,. Так» у препаратов гр^ппи "А" при воздействии текперагуры не наблюдается кристаллизация вплоть до температур ва 100-200° ниие вешграгуры их р а з ложения, но как правило несколько увеличивается химическая устойчивость в годе (рис. I ).

Препараты группы о Б 4 благодаря малому ссдернании стгклообрааушщих добавок и значительному количеству многовалентных нонов легко подвернены криаталливации, а соояав кристаллической фазы неняегоя с увеличением гемперавуры отжига. В первую очередь выкристаллизовывается цагяетив ( F e g O ^ ), а при 55О°С появляются силик&ты. Кристаллизация идет о поверхности.

Доля стекловидной фазы в объеие остается значительной. При этой измэняатоя удельная поверхность и иеханическая устойчивость препарата, но изменение химической устойчивости происходит значительно интенсивнее.

При о т и г е препаратов группы "В" химический состав кристаллической фазы не неняетоя,но увеличивается количество э е. Скорость кристаллизации зависит от температуры н становится особенно заиетной выше 700°С.

Отниг до 900°С приводит к образованию ышсротрещин и увеличению скорости разрушения препарата. При дальнейшей нагреве происходит упорядочивание структуры и увеличение химической устойчивости.

-359Г Ч <

–  –  –

Рис. I. Зависвиооть глубины разрушения водой от эрвионй а гвипврагэтщ ошнга пваЕЯвнша ярепаратоь группы А(5), 15(2), В(3), Г(4).

Ляя препаратов группа "Г" харакгэриа бысэрая крисгаллиаадйя п|ы генаерагура шг t с ;'^?яичониеи поверхности аочги не порядок Й влаадгельном ухтаиэвиа ХНИРЧГСКСЙ ОТ J S B.

.':,,-...:нв xaa.4sci.5fi огойлосга о5ъйсняегоя, одаако, ив отольет реличешви поверхносги, г.о.;-- ;о раапуиенион подаиэрного каркаса с образованием кррсгаляав ковах ооедшеьай На Со. (Fe М п)2(Р0^)2, например".. v,

ЬШНИ О Ъ М О АКТИВНОСТИ Н СТРУКТУРУ ПРЕПАРАТОВ

БЁ НЙ А Влияние объеи..ой активности (ионизирующего излучении) на структуру.'лаклооОразных препаратов зависит ст теыпературы хранения. При температурах ниже Ю0-150°С происходи " изменение структуры на поверхности контакта препарата с воздухом [5] за счет рпдиационноЛЙН; веского процесса, являющегося следствием двух явлений:

- возникновение активных центрои аа счет ионкаацки и возОундения молекул твердого тела н взаимодействия их с молекулами, ионами, радикалам окислов азота, образующихся в воздухе при воадейотвии ионизирующего излучения. Скорость процесса определяется концентрацией активных центров на поверхности твердого тела; - взаимодействия продуктов радиацлонно- химического окисления азота воздуха о ««активированными излучениями молекулами твердого тела. Этот процесс определяется концентрацией химически активных газообразных В лязультате этих процессов на поверхности препарата образуется слой нитратов щелочных

•л щолочво-земелышх металлов, который легко переходит в воду и ыеханичеаки непрочно сьяэан с поверхностью препарата.

Ня скорость процесса радиационно-хишческого разрущения влияет ряд факторов:

'.. Химический состав препарата. Чем больше в препарате соединений щэлстаых и зелочкозвмельных металлов, тем ыенэе устойчив препарат^ т. к. активные центры в первую очередь ло^.ьдиэуююя на молекулах с наакиии потенцияламн ионизации. Рааиационнкй аффект сншается v.pu введении в препарат коков переменной валентности - железа, марганца, церия, которые играют роль донора-акцептора.

2. Процесс радиациояно-хикичеокого разрушения наблюдается лишь при наличия длительного контекта препарата с воздухом ( р и с. 2 ), уменьшается пря ограничении давления воздуха и

–  –  –

По этой формуле может быть расчитана максимально и шнимально зозконная степень заражения воды при хранении твердых препаратов при условии сохранения юс неханической целостности.

При втои в качестве максимальной скорости прививается средняя величина скорости выщелачившшя за первую неделю.

Для оценки минимально возможной скорости выщелачивания радиоизотопов ыонет быть использован коэффициент диффузии стронция-90 в препарате, т.к. его значение значительно меньше

–  –  –

1) В случае содержания в препарате более 16% окислов щелочных металлов Е08моано увеличение в 2,5 раза.

2) Для препаратов, содержащих соединения алкшиняя.

5) Для препаратов, не содержащих соединений ашоыизая.

коэффициента выщелачивания [4]. Для расчета ыонет бьгаь использована формула:

–  –  –

где S - начальная концентрация иона ь препарате.

Йонно считать, что первона-шьная объсинря активность препарата Jp z • ТИБВОСШЬ «ромывной воды J пропорциональны первоначальной концентрации радиоизотопа в препарате в к о личеству радисязетола в промывной воде. Тсгда:

J'ZS'dJoyW/Я7 где d - удельный вес препарата в г/сьг.

–  –  –

ОБ УСЛОВИЯХ ГЕРМЕТИЗАЦИИ ПРЕПАРАТА

В процессе хранения стеклоподобных материалов исключается образование газообразных продуктов радиолиза и, соответсвенно, повышение давления в хранилище.

Степень заражения газовой фазы при хранении стеклообразных препаратов максимальна для ИУЗИЯ-137 и существенно зависит от условий хранения. IRK, при объемной активности 10 Ки/л скорость делокализации цсзия-137 составляет от Ю " 8 ite/см 2 суткя при 550°С ло 10" 1 иКи/с»г.

-'•утки при 00°С. ' г ~365~ 'Р tA:;.^ji^ инь Особое MP.TO при создании могильников высокорадиоактивных отходов занимает проблеиа от видь тепла, наделяющегося ь i-еченис многих лет вследствие радиоактивного распада..

Наиболее простой и дешечы!! вариант могильника можно осуществить, если Обойтись без применения специальных хладоагентов и конструктивных материалов путей помещения препаратов непосредственно в грунт [ 2 ].

Повышение температур в такой могильнике обеспечивает наличие теплового барьера в-окружающей среде, затрудняющего доступ в могильник и течение ряда лет дождевых и паводковых вол.

Полевые опыты с тепловыделяющими объемами, расположенными в наиболее проницаемой для воды песчаной грунте, показали, что область, схватываемую стоградусной изотермой, можно считать практически сухой зоной, охватываемую изотермой 60°С - зоной пониженной влажности из-эа резкого возрастания упругости пара в этом интервале температур.

Влага, доходя до слоев грунта с температурой выше 100°С превращается в пар, растекается в сторону от тепловыделяющего объема и конденсируется в области пониженных теипэрагур.

Отвод постоянно выделяющегося тепла в землянах могильниках происходит, в'осшлгнон, за счет теплопроводности окружающего грунта. Существенным осложнением при соорукакни т а ких иогильников является необходимость ограничения захораниваемых объемов о целью предотващения чрезмерного повышения теалератур /таблица 2/.

ТАБЛИЦА 2. Объеш отверждениых отходов Vs[мэ/м2]', допустимые для захоронения на единице площади земляного могильника (/г=2 м.

–  –  –

0,25 2,5 1,0 0.075 0,75 3,0 7,5

–  –  –

3 0,1 1,0 1С 1,0 0,3 3,0 30 3,0

–  –  –

В зависимости от теплоустойчивости захораниваемых высокоактивных препаратов и теплопроводности окружающего грунта земляные могильники целесообразно применять для хранения продуктов с удельны-j тепловыделением до I 0 г I 0 Вт/и (объемная активность 300 - 3000 Ки/л).

-366jJIfl OOJiee ЭффеКТИВМОГО ИСППЛЬ^ОЫШйЯ иЛОДИЫЫХ ПОД МПГИЛьнИК ИЛиЦМЛОИ И УВ1!ЛИЧПН.1Н объемов тепловыделяющих продуктов, аахорани^а^мих на единице площади, т^^устг.д upr.iТЙЗ'.'ЦИП дополнительного теплиаъема ja счпт какого-либо теплоносители. 1.искольку мри организационной теплоотводе болве существенную роль н^чина^т играть теплопроъодность эахораниваемых продуктов, были проведены измерения коэффициентов теплопроводности ряде продуктов, пригодных для включения высокоактивных отходов. Результаты измерений, прозвденних методом стационарного теплового потока в цилиндрическом слое [8] для стеклообразных продуктов с температурой получения ^Ю00°С, представлены на рис. 6.

Были проведены также измерения коуффициентов теплопроводности материалов, полученных при переработке отходов о использованием тепла химических реакций [ э ]. Данные материалы отличаются от ранееуказанных высокой термоустойчивостью за счет большого содержания тугоплавких окислов.

Т Б И А 3. Свойства отвержденных отходов.

АЛ Ц

–  –  –

Данные исследований коэффициентов теплопроводности сведены с целью использования при определении условий захоронения продуктов в таблицу 3. Там же приведены литературные данные по теплопроводности базальта \lO\. Анализ полученных результатов показывает, что базалы и тугоплавкие продукты с низкий содержанием окяси натрия обладают повышенной по сравнению си стеклообразными продуктами, способностью проводить тепло. Это Б сочетании с хорошей теплоустойчивостью облегчает задачу хранения таких материалов.

J положение подтверждает проведенный расчет допустимых тепловыделений продуктов в охлавдаемнх могильниках цилиндрического типа Г ц ] (см.таблицу 4 ), Применение базальта и тугоплавких продуктов позволяет в несколько раз поднять уровень вклвченной активности, а в случае интенсивнсг~ 1с:плосъема с поверхности продукта повысить на порядок величину включенной активности по сравнению с фосфатными стеклваи. При охлаждении воздушными потоками высокоактивные продукты в зависимости от свойств могут иметь удельное тепловыделение до I t r + 6. 1 0 Зт/w. (объемная активнопь 3.10 - * 2. I 0 3 Ки/л).

Для продуктов с большими тепловыделениями требуется водяное или другое более интенсивное охлаждение.

–  –  –

-368s.Ю.М.Баженов, Ф.С.Духович и др. в сб. Изд. си. п.2, IAEA- SM--93/3O стр. ЦйЭ !

6..' Иэотопы в СССР" 1Ё 17, 1970 год.

Y. W.F.Merritt, ИЗД.СИ.П.2, 1AEA-SM-93/29 Стр. 403

8. Ч.А.Михеев, "Основы тешгагшредачи" ГЭИ, 1956 г.

9. В.Г.Вереекунов и др. "Атомная энергия" 20, 277 (1966).

10. КЖФокин, "Строительная теплотехника ограждающих частой зданий"Госотройиздвт,1954 г.

11. И.И.Крюков, В.В.Куличенко, Мартынов Ю.П.Доклад на I I симпозиуме СЭВ по исследованиям в области переработки облученного топлива" Нариннсне Лазне, ЧССР, 1971 г. КЛ-71/9.

ДЙСКУСС.ИЯ

Х.ФРАНКЕ : Какая твцпаратура по Вашему мнению считается предельной для стекол и базальтов в центре захораниваемых материалов и на поверхности их (при захоронении)?

КУЛИЧЕНКО В.В. При захоронении стекол и базальтов температура на их поверхности не должна превышать величин, при которых резко ухудшается их химическая устойчивость ( т а б л. 1 ).

Проведенные до настоящего времени исследования1 показали возможность хранения стекол с температурой в центре, не превышающей температуры плавления.

ФРАНКЕ X. В СССР исследуется, главный образом, захоронение отходов в траншеях и колодцах. Какой вид по Вашему мнению являемся более целесообразным?

КУЛИЧЕНКО В.В.С точки зрения отвода тепла.захоронение отходов в траншеях иенее выгодно, чем в колодцах, но для эксплуатации траншей удобнее (дистанционная загрузка).

Загрузка...

ФРАНКЕ X. Какая технология транспортировки отводов предусмотрена для условий СССР ( т. е. транспортировка к неоту захоронения)? В какой форме поступают отходы в мобильники?

КУЛИЧЕНКО В.В.Отходы должны поступать в когйльнйк в отвержденном виде, т. е. в виде стчклоподобных блоков, размер которых определяется принятой технологией переработки отходов и конструкцией транспортных веществ. Могильник предполагается разместить в непосредственной близости к установке остекловнвания, т. к. трансаортировка высокоактивных отходов очень сложна и небезопасна.

ФРАНКЕ X. Каковы Ваши соображения о геометрической размещении траншей и колодцев по отношению к достаточному теплоотводу в случае отказа от специального теплоносителя ?

КУЛИЧЕНКО В.В.При расположении траншей и колодцев для захоронения высокоактивных отвержденных отходов должны учитываться теплофизические характеристики грунта к тепловне потоки. Зто определяет допустимое расстояние менду траншеями (колодцами) и,соответственно, занимаемая под могильник площадь (табл.2 доклада).

ФРАНКЕ X. Влияет ли излучение на свойства теплопроводности грунта ?

КУЛИЧЕНКО В.Б.Нами не обнаружено заметного влияния излучения на величину теплопроводности грунта.

ФРАНКЕ X. В СССР предусмотрено захоронение отходов с принудительным охлаждением и без ниго. ^аково отношение используемых для з'-.хоронечия площадей ?

КУЛИЧЕНКО Ь.Ь.Пси использования мопиимика.: :/: ьолом тепла чприз грунт необходимые для расположения могильника окоциди -лкн;;.т:.П1,но о м ы т ', чем т. случае отвода титыа воздушным

–  –  –

РИХТЕР Д- В некоторых публикациях указываются на то, что во время хранения остеклованьь.,? высокоактивных отходов (в твердом состоянии) происходит аккумуляция энергии излучения в материалах (так называемый tfignor - efSeot ) Иозет ел: л " ь с я освобоЕдение этой энергии, аккумулированной длительное время, и уояет быть причиной разрушения натериала. Исследовали Вы эти эффекты ? Каково Ваше мнение, вонно ли пренебречь этим эффектом ли нужно учитывать его в будущей ?

КУДИЧЕНКО В.Б. М разрабатываем ыетоды остеюшвывакия отходов несодернащих закехнбх ы количеств оС—излучателей. Основная энергия выделается при распаде jb -излучателей.

В атом случае, как показапи расчеты, а также опытное хранение в течение 1С) лет стекла с уд.активностью 10.000 Ни/л, Эффектом аккунулации энергии нонно пренебречь.

СГЛАЗА Я. Когда будет на ходу установка остекловеяия Бысоко-актияных отходов и какой производительностью ?

КУЛИЧЕНКО В,В. Установка остекловыванин зисокоакгивных отходов» которая-' в настоящее вреыя создается в СССР, описана в докладе, представленном не симпозиуме в Марянскнх Лазвязс в 1971 году. -Ее производительность 50-100 л/час. В настоякэв время продолжаются конструктивное работы.

КЭРНЕР В. Стекла имеют относительно высокие коэффициент выщелачивания, йожно ли хранить эти стекла в грунта без гидроизолации ?

КУЛИЧЕНКО В.В. Стекла со скороотьи выщелачивания 10" r/csr»сутки ногут храиижьоя без гидроизолации при удельной - -.тивности до 10 кюри/л по 9 0,5г и 100 кюри/л по Ш С з.

КЭРНЕР В.. Время хр&нения очень длительное. Как измэяяюгоя коэффигуганты выщела'Швания во время хранения, воэыожно что выступай! рекристализедия ?

КУДИЧЕНКО В.В. Изменения скорости выщелачивания в результате хранения при различных условиях приведены в тебл. I доклада.

-370" Н.Е.Брежнева, Д.Г.Кузнецов, А«А.Минаев, С.Н.Озиракер Государственный комитет по испольгованию атомной энергии СССР, Москва

ПЕРСПЕКТИВЫ ПРИМЕНЕНИЯ ФОСФАТНЫХ СТЕКОЛ ДЛЯ

ПРОЧНОЙ ФИКСАЦИИ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

Доклад представила В.Д.Балукова Аннотация IсПреимущества фосфатных стекол для отвераденкя радиоактивных отходов определяются их структурными особенностями. В большинстве случаев многовалентные элементы выполнявт в фосфатных стеклах роль стеклообразователей.

Поэтому при увеличении содержания многовалентных элементов, в отличие от силикатных стекол, химическая устойчивость фосфатных стекол возрастает. Следующей существенной особенностью структуры является сильная связь внутри структурных единиц " K V 1 и слабая связь ненду ниии, что сильно влияет НР температуру плавления отекла.

2.К преимуществам фосфатных стекол можно отнести ниакуга темлературу плавления, более высокое содержание, чей в силикатных стеклах, окислов нноговалентных элевентов е щелочнюс металлов, больший коэффициент сокращения объема отходов; возможность включения трудновходящих в состав силикатных стекол окислов элеыентов таких, как хрои, молибден; воамоность включения значительных количеств фтор-аона.что может сыграть решающую роль в отверждении фторсодерасащих отходов; возиоквостъ ЙИДКОГО флюсования радиоактивных отходов перед кальцинацией и плавкой: л УЛР ая степень фиксации таких токсичных долгоживущих изотопов как 137cs,™°Bu Ь-Изучены системы Na^O - Fe 2 O 3 - Р 2 °5 W a 2 ° " A l 2 ° 3 " Р 2 ° 5 ' N a 2 ° ~ A l 2 ° 3

- AlFj - P2°5» a т а к и е некоторые другие фторфосфатные сисгемы. Показано, что в этих системах могут быта выбраны стекла по своии свойствен удовлетворяющим требованиям к материалам, подлеяащим захоронению.

4.Показана перспективность применения фосфатных стекол для отверждения радиоактивных отходов с ш х различных составов.

В настоящее время проблема безопасного хранения жидких высокорадиоактивных отходов является одной из важнейших проблем в радиохимической промышленности. Большинство учёных, занимающихся отой проблемой, пришли к выводу, что наиболее надежный способом хранения является отверждение жидких высокорадиоактивных отходов в виде плавленных стекловидных материалов, имеющих высокую химическую, термическую и радиационную устойчивость, с последующим захоронением стеклянных блоков. Очень важным принципиальным вопроссш в проблеме отверждения является выбор типа стекловидного материала для фиксации радиоактивных отходов. Помимо вышеуказанных требований, предъявляемых к таким материален, они также должны быть технологичными;, т. е. иаетъ низкую температуру пг.пвления,при их плавлении долнна отсутствовать летучесть каких-либо изотопов, они должны включать в себя большое количество отхид^в, гик как при этом получается высокий коэффициент с о кращинил объема, паиболи- Д'-^иыми и доступными сгеклообразователяии являются креинелеы, боиныИ ангидрид и : ос ;.':(,m, ' :j, : ; д ;. а. "о-ьидиыиму, из сравнения трех видом стеО.п: с,-лй!:ат1!;-х, 'к.•.•;?;•• х ;'. :'•'•::' А ло.г'-.е:-; рифиться вопрос о материале дли финса

–  –  –

L-4-J го: ется и литературным данныия по охеклообра&шш си.стеиан [ 2 ]. Кроие того, окиогн s которых эленентов очень трудно входят в сияакатше стекла. Например, окислы носвОдвЕа, Рно.2. ОсЕОЕнай структурная единица алзшофосфагного стекла. хроыа и т. д. Фосфатные же стекла более универсальны в этой отнозекял. Дополнительный приизрои является и фтор-ион, который прекрасно входит в $ос$агвне стекла, в го врзия как в силикатных стеклах даяз набольиов его содергание способствует их крясталлязацин.

Это обстоятельство UGE9T сыграть решаюцуи роль при остзкловгнлн огходоз фторидных м а т дов переработки ТВЭЛ.

Иа структурных соображений иожно сделать такзе • вывод о тон, что прз уиелкчешш оодоржания з силинатнш; стеклах окислов аноговалевтвнх элеизнтов хиничоссая устойчлвосг'ь 8IES стенол уменьшается, зеледсгвяз уменьшения количесеза ючек разватвления. В фосфатных же стеклах увеличение содержания окислов иноговалевтвнх элеизатов увэлячнвазг ох хвиичеокув стойкость, так как эти элеаенты, ао-пзрБЫХ, увеличиваю! количество гочез равввгвлениа, и, во-вторах, сшивакс непрочно связанные наяду собой тетраэдры РО^. В вгон случае окислы иаоговалентных эленэатоэ играют роль евткообразовагелей. Поэтоиу следует ожидать, что фосфатные стекла с больший содерганяел окислов отходов ЕО будут yesynasb по химической стойкости аналогичный силикатный стеклаи, что в подтверждается акспервиенгальш иатерналои, приведенный нижа.

Тенпература сазиягчения (а следовательно, как правило, и теипаратура варки) фосфатных стекол ниже, чей елликатных, гследсгвие наличия более прочных свяа&? ^вутрк тетраэдров РО^ и иенее прочных иехду НЯИИ. Это а е подтверждается я литературьаиз и навннн 8»оперяаэаталышии данными [ 2, 3 ].

Более низкая теипература выплавка является кесоипенныи технолошчеекда прзявуцаивов фосфатных стекол. Трудно переодевать такяе тгкоэ технологяческеэ преивужасгао ф*" фаяша стекол, как зозножносги аядкого флюсования, так как надеЕных геризтзчных

-372твердых продуктов еце не сукествуег. Сейчас фосфатные отвнла широко научавтся п в СССР я за рубежон, нак наиболее перспективный материал даа фиксации радиоактивных отходов.

йал изучен целый ряд Фое$агннг систем. Некоторые на них приведены в докладе.

На рис.3 и ч представлены области стешгообразования в системе NB^O - АЦОг - Pg^ при теипературах 850° и 1Ш0°С соогвзтственяо.

–  –  –

-374в отличив от алюминия, уывньшает количество точек рааветвлвьий, заполняя роль иодайикатора.

Окись азлеаа заполняет в огеклвх ту ЯЭ роль, чго и. окись шшашшя, в данаон случае гашю сегхооорадоваявявн. Однако seaaepasjpa плавления а окисла дааева я его B хавив, геи сооиететвувщвг ссэдинениа аляишшя, позяоау следовало ожзда»;

ssHnepafjpa выплавки схекпГе часгнчвйй аанвяой окиси алювшия ва озкоь iesesa * ег BBsei г. в. сгвкла бздуг более лагашавни и инзгь лучшяа варожне овоймва, 4to в было покаэаво ааяии иссдвдованищи. Чаззичная замена окиев шпзмикия ва ОЕИОЬ Евлеза sgstg рщэдаег хикоюйкоозь сгвкла. noaf оку в адмгафос^шх огвкяах ножно рзЕовавдовагь чаовичнуй ваявну (до 30 ^) окиси аявгашя sa оздсв железа.

Ингереона так» сисяеаа NagO - окислы оиаздоз - Р 2 0 5, ЕДВ з суму окнощов озжодоз вжодш! окголы желёва, калыщя и хрома. Облаота отекпообравозания э згой оногена н кргше агозсиисгоЁЕооги григедены ва рис.б.

–  –  –

аАЛАЛЛ.

Рас.б. Область-етвклообразования в системе NagO - окислы отходов - ^2%" Тешшрагура выплавки - 97О°С, t = 2 часа. (Сбогначевие та же, что на рис.3)

Скорость растворения стенла:

1} I • 10"^ r/cu 2.^ ч. *) 4 • Ю~5 г/си 2.2 ч. 7) I • Ю" ? г/с* ч.

2) 8) 8 • I0" 10" IP" 5) 3) 10" 10" 6)

-375кистей-' била исследована при температуре 97П°С. Область стеклообрааования ограничена соде| 1нием окислов отходов 25 вес. %, хотя из предыдущего натериала uos.no было охидать более высокого содеряания. Пониженное содераание окислов отходов объясняется, о одной стороны, сравнительно ниакой теипературой варки стекол и с другой - наличием в окислаз. отходов окиси хроиа, которая довольно трудно вхог.ит в стекло. В пользу этого говорит To t что в систеие NagO - Сг 2 О, - Р 2 О 5 максимальное содернание окиси хрона в стекле не мешкает 10 % при теипературе варки Ю00°С.

Кривые изохимптойкости подтверждают общее положение, что с увеличениеу содержания окислов отходов хиистойкость узеличиваетсг., а ыаксииуы хиистойкости, в зависимости от иольного отношения натрия к фосфору, легит в интервале величин отношений 1,0 - 1,2.

Существование довольно большого числа сухих иетодов фторадной переработки ТВЭЛ я ооогветстзенно самых разнообразных фторидннх высокорадиоактивных отходов выдвигает на первый план исследование фтор-фосфатных стекол, потопу что в силикатные стекла большие количества фтор-иона включать не удается.

Фтор-фосфатные стек..а очень пяло описаны в специальной литературе, а также в литературе, посвященноН остекловавию радиоактивных отходов. Наш; впервые были поставлены систематические исследования, касающиеся прииевения фтор-фосфатных стекол для остеклована я высокорадиоактивных отходов, содераащих фтор-ион.

Рассмотрение фтор-фосфаяных стекол следогалс бы начать с юс структуры. Тают; данных в литературе нет, однако на этот счет нонво сделать некоторые предположения.

Наиболее вероятна с кристаллохимической точки зрения следующая структура.

Известно, что структурная единица фосфатных стекол РО^. является тетраэдров веледствкэ того, что пяхая валентная связь фосфера распределена внутри тетраэдра РО^ по типу sp гибридизации. Включение фтоь-иона в стекло, по-видинону, должно пятую валентную связь фосфора направить на фтор-ион. Однако это не значат, что тетраэдр Р0 4 должен изизниться, так как тетрагдри ?0^ соединены чехду собой w граняии и двхе не рёбрани, а тольго вершвЕаш! и у граней существует вакантное иесто для фтор-кона. Связывание йтор-ионоы пятой валентной связи фосфора делав? тетраэдр РО^ точкой разветвления в 4-х направлениях. Такая предполагаемая структурная единица FFO/f фтор-фосфатных стекол приведена на ркс,7. Это позволяет включить в сгекло больше окислов многовалентных металлов я делает его хииическя более стойкий. Эхо предпоаохение хорошо согласуется с экспериментальный!

i данными, приведенными ниже. На рис.8 приведена j область стеклообразования и кривые изохиисюйкостн в системе Ка^О..- А1Р5 - P ^ s * У я в и з а 2 0 Й о и и е l_fj_

-Q -iP-p 1 J —j— мн видно, ч ю с увевичениеи содержания фюр-иона область стеклообразования расакряегся с точка зреQ I ния мольных отношений натрия к фосфору по сравнению с чисто фосфатными стеклаш. И максимальное ооА-лс.7. Структурная единица фгор- держание алюминия в стекле тоже уввлич!5вае1зя.

-фосфатных стекол. Следует отметать, что введение фюр-иона значительно понижает температуру размягчения стекла. Эхо позволило проводить выплавка фтор-фосфатных стекол при температуре 85О-90О°С.

Обладая большой растворяющий способности, фтэр-фоефатные расплавы оказывают повывенноо коррозионное действие на конструкционные материалы. По-видимому, для варка таких стекол

–  –  –

Нашими иседэяованкяня показана возможность оетекловавия всего диапазона отходов от 100 % AlgOj до 100 % фторидов. В качестве примера на рио.9 приводятся результаты исследования одного из разрезов этой системы. Особенностью фтор-фосфатных систеа является величие в них значительной области канззвидных плавов с ВЫСОКИУ содеряаниен отходов и очень хороней хиистойкостью. Область полученных стекол и пвавьг иоано еще больше расширить введение» фтор-нона в виде фторида натрия.

В гоногенные стекла и каиевидные ПЛЭЕЫ может быть введено большое количество отходов (30-40 вес % ), причеы, с увеличевдеа содернания отходов хинстойкость уьэличизается.

При вренени выплавки I час а температуре 850-900°С ХИНСТРШШСТЬ ИХ достигает 1-10" г / с м '. г часа. Оптииальное иольное отношение натрия к фосфору ь этих систенах сдвигается в область 1,4 - 1, 6 против 1,1 - 1,2 л фосфатных систенах, что подтверндает ваий. теоретические предположения. Фтор-Фосфаааь'е оаекаа иогут включать также значитзльные количества фторидов щелочных и щелочноземельных иеталдоз, а таккз фторидов эленентов 3-й и 4-й групп таблицы Менделеева.

На рас.10 приведена в качестве примера систеиа Na 2 0 - Mg?2 ~ ?г°5" Г Р а н и а з области стевлообразованБЯ проходит по линии 35 вес % MgPg, хавстойкосгь лучших стекол достигает 2 * 5 - 10"^ г-/сиг.2 часа.

Наииии исслздованияии показава ВОЗЙОЗНОСТЬ включеввя во фтор-фосфатные стекла больашх количеств практически всех известных типов отходов фюридвой переработки, состоящих из снеси фторидов и окислов ииевдихся в отходах эленентов. Широкая область стеклг образования делаен эти стекла иалочувствительнынн к нолебаниян состава отходов, что является ваяныы технологический преануществои.

–  –  –

-378Приведенные данные по фосфатный и фгор-фосфаизын систеиаи показывают, что стекла в Э2их сиотеиах доиаючво химически сяойние. Ода^-ко, как указывалось рааьшв, данные но химической стойкости стекол были получены, исхода из скорости перехода фосфора в воду и поэтому могут течь только сраваягельную ценность.

Было, безусловно, необходимо проварись хшшчсскув сзойкость фосфатных и фтор-фосфатных стекол шгариалша соотавов по Степана фиксации в них ваибоаее токсичных долгояавущах изоюпов егроицап-90, цеаия-13?, рутевия-Юб, церия-IW.

–  –  –

-379Материалы, наложенные в докладе, позволяют сделать вывоз о несомненной перспективности прииеневнп фосфатных и фтор-фосфатных стекол для остеклования радиоактивных овходов и наличии определенных преимуществ перед'аналогичными силглгатными стеклами.

На основании приведенных материалов по фосфатным и фтор-фосфатным стеклообрааным оистенан и учитывая их универсальность, можно ЛЭГКО прогнозировать составы стекол для озтекловання радиоактивных отходов самых разнообразных составов, как видках, так в твёрдых.

ЛИТЕРАТУРА

1. Ван Вевер, "Фосфор и его соединения". Издательство иностранной литературы, Мооква, 1962.

2. И.А.Бвзбородов, Е,А.Порай-Коииц, "Диаграммы стеклообразных систеи", Р О БПИ, И Ыинск, 1959.

3. Ю.Н.Голованов, Н.Е.Бреанеаа, С.Н.Оеиранер, А.А.Еренин, А.А.Ыинаев, "Иэучениз поведения радиоактивных продуктов деления в процессе отверждения сбросных растворов и описание опытной установки". Сборник докладов Конференции специалистов стран-членов СЭВ по проблене обезвреживания радиоактивных отходов. ЧССР, Брно, Ыосква - 1965.

ДИСКУССИЯ О Л З Я.

Г АА Какой был хиинческий состав высопоакгявшя жидких отходов ?

5 и ли магний в качвСБве компонента отходов ?

Б Л К В В.Д.

АУОА Исследованию подвергались огеклоподобные материалы, приготовлению на основа оамых различных растворов, в гоы чаояе н содержащих магний.

-380ЯаОглаза йаомту! ядерных исследований, Варшава, ПНР

ИССЛЕДОВАНИЯ ПРОЦЕССА ОСТШОВЫВАНИЯ

ВЫСОКОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ A TAKIE МАТЕРИАЛОВ

П Р й М Ш Е Ш Х В ВТОМ ПРОЦЕССЕ

Аннотация Проведены ноштания осгекловнвания гидках внсокоакгивакг отгздов, ЙОДОЛИрущих ВОДНУЮ фазу после 1-ой экстракции пуреко - процесса, испытания охватывали фкксацк» отходов в стеклообразных препаратах бороеилякатного гипа, о температурой плавления 1050 • 1200°С. В качестве сввклодбрааущнх добавок првмевилиоь виичеокие рвагеятн к встоствэнное сырье чхелевоеодержавдя г и и а ). Большая концентрация неактивных оолей ограничивала концентрацию окислов vesasaos нз отходов в стекле да около 20 зэоовых ароцентов. Рввуитаты исследований мриичоокой устойчивости в растворимости в зоде покавнвают, что'напеченные охакяообрагше препараты годятоя дня испольасваяия при от.верядеюш отходов. Эти всоледогоняя, крона сйвтга прагсдйости отэгла два фиксации отходов, делк пнгервсныо Еававдевгя, весагадвоя консгрукционннх и оорбционннг катериалоз для очистки оютдяздх газов.

I. в:

увеличенае доли АЗС в паровой энергетане, а такгв залланнрованноа раазнтиз ядерной внэргеткки в Польше, щщвукдаег нас Е сноростнону равреЕенкп npoSssuu ТОПЛИВЕОГО цнкпа. Регенерация ограбоганного ядерного sonsnsa в ооозвететвувщеа обезврзяиЕанзе высокоактивных.огходов приаадлегат в згоа цикле КЮСВОБННН sonpooau. Из' опнга Сгран вэдущих в этой1 области следует, что для рагвхшш цграого нспольгованая агойпой ввергай баз отрицательных последствий для среды человека, саноо оущэотвеннсэ, а ю проблема конечного таща радиоактивннх остодов [1-5]. Таете очевидно, что наиболее безопасная изоляция гхшс огходов, гдаввыа обрагон г ЗШДЕОН виде, яохег быть осущесгвлена путей их конверсии в ТЕврдое хего, усгойчввоэ ва вымывание водой.

В лаиратуре описано иного, интересных с хочпи зрения хинин а технологш, процессов огверддепия отходов. Б настоящее врзия счятавтоя, что однни ва иногообацащих является проодоо сплавления [1,2,4], воледсввне коворого получавюя соогвегогвущий керо!нвчеокий материал, или кодификация керамический материалом свойств битумов целью приспособления их для фиксации отходов [5,бД. Последний процесс очень вкононачвый и -яехнологичеоки яроохоа.

До настоящего времени преоуласаат складиро_ваЕке отходов в конгейнерах, во удаление отходов в оЕверздеянон виде инэег оледующе прзииущвоета:

безопасный и простой вепдоогвод, нег BOSUOSHOOSB невонтролированвого перане^евик проSJKSOD раопада, удовлетворительная степень безопасности (в олучее аварийного контакта " зодой) во время хранения в, следовательно, простой контроль хравилша.

В овяаа с разввтиеи в Польше некоторых направлений исследований в облвгтв переработка

–  –  –

-382В выполненных иани испытаниях иы улавливали пыль и аоавращали её в этап плавления.

Пыпь улавливалась пылефилыраии о пористой кераиичбской набивкой, которую изгогояаядк путан спекания железосодержащей глины о Со(0Н) 2 a HjBO». Полученный спек после и з аельчешш применялся в качестве насадки Б колонне над штуцером озвода гэяов. Приввнение атого фильтра дало воаноннос-гь отделить пыпь от конденсирующихся гааов в такойстепеип, что вода, полученная после их промывкк, была прозрачная.

5. ЛАБОРАТОРНАЯ ПОДГОТОВКА СТЕКЛООБРАЗНОГО ПРЕПАРАТА

В модельной растворе учтены кошкшентн топливного эавиэнта EK-IG (главный обравои й д ), вагряанения, п р о д у к т коррсаии (Ре, Сг, N i ) и реагента, арииенпенне в процессе раояворзния твэла (HNOj). Доля этих макроконпонентов пргшиа по д а в ш и вспнхагзлвкой р е генэрасдя ирабоганаого топлива 1К-ХО Г ? ], а количества иакрокомповентоЕ (псодуктн распада) Еычислены на основе эксплуатапдонши параязгров реактора EWA [ 8 ]. Состав нодельных отходов представлен в «абзшце I.

ТАБЛИЦА I. Харэизерисфвка аодельных отходов, стаклообраауощик добавок и стеклованного препарата.

–  –  –

Теапература плавления II50°C, удельный вес 2,55 г/cu.

Показатель рветворикоети по I 3 7 G s = 3 - I 0 г/си г.день

-383Для получения стеклообразного препарата с включенными коипонентаии отходов,, прибавилось SiO 2 в виде пыли, Na2B^O? • 10 Н2О и Na2COj в качестве основных компонентов, и дополнительно некоторые количества солей или окислов А1 *, Са, Fe, После введения в раствор нодельных отходов стеклообразуюзшх добавок, получалось питательное рабочее тело. Перемешивание поддерживалось при помощи насоса. Плавление проводилось с переменной долей стеклообразователей и в пределе максикаях 1э8 долк окяслсв металлов в модельных отходах.

В результате испытаний установлены количества коипопентов и соотвегствушций ИУ состав стекла (таблица I ;. Представленный состав позволяет вводить относительно большие количества М О и других балластовых окислов, с получением приеыл'яой темпераа !

туры плавления ствхлообразного препарата, составляющей П00*50°С. Яри закон огранл чении температуры плавления, система обеспечивает включение ок. 20 вес.% окислов аз отходов s стеклообразный препарат.

С целью исключения значительной части искусственного стеклосырья, проведены испытания остекловывания с..(иизкениеа естествеаной нелезосоаеряащей глины, широко используемой для изготовления абразивных дисков. После заиодевяя большинства ношюневтов стекла элементами из состава глины (таблица 2 ), появилась необходимость ДОПОЕНЭЕИЯ состава реагентами, енияающиии точку плавления.

ТАИШЦА 2. Состав взвеси для остекловывания аа основе звлазосодерзгщей глины.

–  –  –

Долю прннзаенной глины приняло на основе заизцеяия AI9O3 иинерглвнын сырьём. Дола коипонентоз взвеси для остекловывания (из Ъ-х источников: симулированные отходы, минеральное сырье, химические реагенты) и химический состав стеклообразного материала представлены в таблице 3.

Исследованы также свойства стекловидного препарата: внннваеиость и термическая yciofrчивость. Термостойкость исследовалась иетодои яодвержения пробы порченного стекла длительноиу воздействию повышенной температуры (ок. 600°С). А устойчивость на тшванае испытываласв следующий образом: пробу, кечеаную Cs, поизцали в полиэталеаовом сосуде, содерхазщн около 300 ил инсталлированной вода, удерживаемой в круговороте, со скорость;) потока 5G ил/ыян. Вода ехензделъно заменялась, На основе определений содержания ^^ 7 Cs в воде, зычисяеяо колииеогзо расавор&нного сгек ивядного прапарата s течегге испытания. Результаты ививрениЁ активности ^^^Cs s гшиващзй водз сопоставлялась с другой порцией дистиллированной воды т. е. в 7 дней п о с и начала ш иываяия.

-384ТАБЛИЦА 3- Состав стекла на основе недезосодераащей глины.

–  –  –

Внбор боросиакатЕого сгвнда в качесгвэ натериала лгя фикеащв радЕсакгввных огходов был обоснован, прежде всего, его винякальшйь" корродирухиик д е й м э и к по о$ношени) к хакив коястрзкцЕонанв магерхаяам, как нерхаввгщак s гкелосхо&ая с : а п. В ходе нспытаняй осаашювыванкв оюэажога. чго корроакн быаа гначя*еаьгой, особенно звеоковецпеpafypHafl ( s a s навываекая огазана).

Эго явление было причиной провеявши сравнн5вльнж иопнтаан» я опрвдежвни ежороои коррозия э трех ssanax продвооа, а н и н а о :

1) прздваригяьяое j o a p a s a m e,

2) калышншда и яжамввмв

3) среда отсодядас r a s o s.

Оценка была освовг&а на шаменави лввейных разкеров егаяьвше проб поо»в хх охлаждения и о а с е т а, Р в з у г к а ш «сюеанЕй првдмавлены в табзяде *. О и яодтварвдаот лрвжвкз вабгвдеажя — о н а ч м сижв«льотаув1 о SOH, чго гяавшЛ у й « о з «в^ериага вызван окагяной. Она MOiycaei реако пооав иревыяеввЕ опредедевЕо! tenaepaijpii, SSK как хорроанв в потока огходящк гавов щ я temepaiypB Ш0°С (обограгавивх авзав щвтаводейсишя ьоадввсашя) быаа гевнбчигзлваой во сравнению о коррозией яра ssHnspasype I I 5 0 С.

–  –  –

Сопоставление результатов, ОТЕСГМЦИХСЯ К упариванию модельных ояходов при температуре 130-140°С, прказывает достаточную устойчивость испытываемой стали.

5. РЕЗУЛЬТАШ И П Т Н Й Л В В Д С ЫА И ЫОЫ Для отверждения жидких отходов процесса переработки ядервого гоплава EK-IO избрано стевлообразнни иатеряал боросияикатного типа, из-за умеренного коррозионного деВохввя по отноиашш к конвенционЕльним конструяционкин иа^зриалам.

Основный ослохнваиеи, ограннчмваивди долю оююеК мвтаяяов яг отходов s стекле» бняо бодыое содержание балластовых компонентов, таких как магний в z e i e a o. Как жгвестно, оба э й компоаенгы повышают температуру плевления стеклообразного препарата. Прквжкая температуру плавления стеклооСрааного материала не прэвнжаищр) 1200°С, ножно быао I 3 - I * весовых %.

для гамецевия искуственного сырья в составе зтекла, примвненн нинеральнне добавгч в гиде хелзг^содархадей глины. Эта гллна нсподьзоэана также для получения хернехов, приееняенше в качестве фильтрационных набавок в фижьтрах для улавлжвавия пшш в процесса осгемознвания.

-ЗВ6Hit ocBOBS резулыатов проведенных испытаний можно сделать сведущие вывода:

1) ВысокоактявЕне огходы (модельные) в ороцоссе переработки ядераого топлива и л а EE-IO, иохно фвкснровать s нанзчеаьон о'орооиикатном c t e u e, пр»чен «s-aa большой концентрации вагняя в ояодах, доая окислов магаллов {компонентов окодов) ве прешшав* 20 вес.%.

2) После джзгеяьноЗ зидерхкж упомянутого шжв сгеклообрааного препарата лра теипаратурз 600°С, но обнар}хвяо замвгннх изменен»» г е ю структуре, РасгЕворжмоиь скевяа а годе небониая ж сосскниег с ш о 3-Ю"* Г/С

4) Испытанная хромо-вжталевая c s a n, оредпожагавкая в качеснв матарваха ягявй для шшэганяя, характаржзуехся коррозией оком 5 т/1000 чвв. арк зекнерахтре II50°G.

5} Дла уаазлюания пюш пригодным екаваяся Еераетко-магааяйческий сплав, ооноваЕный га халвзосодвржадвй гляне.

ЛИТЕРАТУРА X. K.I.Sohneitfer - Report B W 820 /1968/.

NL

2. Б.С.Есжычвв - Исоквдомншя » области перврабогкв облученного топлива, «он I I,. (Н&геряозш «ыювиуна СЭВ, М&ряаяш» 1азне, 1971). Прага, 1972.

3. I.R.OrovftrV B.Chidley - Н*р.Д*В5-а-31Т8 /i860/.

4. H.Bonniaud - Bullatlc d'latoxMiions Sole&tiXiquea at ttobnique» 6u Coml«»«riat i l»Sner«ie Atwiqn», Ко 128 /19*8/.

5. feobnioal Heport« - aeries Яо 11В,ЗДВД./1970/.

g. I.HapraTSlk - Rep. DIV 2S7B-ob / « 7 1 /.

?. V.SreJer e t » 1. - Вер. DIV 2283-oh /298»/.

8. A.Siemee»ko, J.Ogtaza - Bkp.XBJ, Ch.XHI-21/72 /1972/.

–  –  –

ИССЛЕДОВАНИЕ ВОЗМОЖНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ МЕТОДА

БИТУМИРОВАНИЯ ДЛЯ ПЕРЕРАБОТКИ ВЫСОКОАКТИВНЫХ

ОТХОДОВ Аннотация В докладе рассматриваются два фактора, влияющие a s возионность использования метода оитумирования для переработки отходов с удельной активностью более I Ки/л: механизм воздействия излучения на битумные материалы и пути исключения перегрева при г анении.

Приводя..ся результаты исследования изменений фракционного состава битумных материалов под действием ионизирующего излучения. Показано, что в зависинооти от дозы поглощенной анергии и химического состава битумных блоков меняется соотнашениз масел, смол и осфзлывнсв а за счет о.:исления и полимеризации в ряде случаев повышается радиационная устойчивость битумных блоков, Это подтверждается пятилетний наблюдением за изыэнением давления в герметичных сосудах, заполнения битумными материалами, содержа п,чми нитрат натрия о удельной активностью до 15 Ки/л.

В докладе также приводятся результаты экспериментального определения тешгафязическйх констант битуиных блоков и рэочеты тендератур, которые иогут воаникнутъ при хранении в различных условиях.

Приведены предельные значения удельных активностей битуиных блоков, которые допустимы при хранении в грунте без охлевдения, а также в ШЛ-ИЛЬНИНРХ С ' воздушный и водшп охлаадением.

В настоящее время все чаще ставится вопрос о возможности увеличения допустимой удельнсЧ в к тивности отходов, включаемых в битум.

Сейчас у з е не вызывает сомнения воамояность битунироввния отходов о объемной активносгьи до I Ки/л. В то не время известны работы по включению в битум отходов о объемной акзивносгьв до 100 Ки/л [ I ].

Предельное значение объемной активности определяется двумя факторами радиационно-химачао™ кой устойчивостью битуиных блоков и возможностью отвода тепла, накапливаемого в блоках за счет анергии радиоактивного распада.

РДДИАЦИОННО-ХИМИЧЕСКАЯ УСТОЙЧИВОСТЬ БИТУМОВ

Существенным фактором, определяющий условия захоронения битумных блоков, являэтся БОЗИОЕное выделение газообразных продуктов редиолиза.

В течение 5 лет ведется наблюдение аа иамененнен давленая в сосудах о битумнына Слогами, содержащими 6ОД бигуна БН-Ш и 40% нитрата натрия и имеющими удельную а к з и в н о о к от 0,15 до 15,4 Ки/кг по стронцию-90 ( р и с. I. ). Как видно из приведенных результатов прапараг о удельной массовой активностью 0, 1 5 Ки/кг уке пооле двух л е г хранения становится радиационного»

тойчивым и дальнейшее хранение го сопровождается газовыделеннен. Для образцов о удельной активностью 1.54 и 15,4 К г / к г, еще наглвдаэтоя газовыделение, однако скорость е г о начинает уменьшаться, причем тенденция х заиедлвцию наибольшая у образца о удельной наосовой а к г н в ностьо 1 5, 4 Ки/кг о Начало заметного газовыделения и увеличения давления в ёмкости для йаоков с удельной иаосовой активностью 1,5 Ко/кг еадотно значительно раньше, чей для блоков

–  –  –

о гтельпой кяосоюй вктявноотьв 55 ш 52 Ее/кг со огровцвв-90 на оонозе Оя?уиа БН-П (60 Б П Н t ЧО/Ц NsNOj). Обьвм обраэда 83 ом 3 (гео 100 г) сгободвнй обген в вккосг.'-. Х57 ом 3, В хегееяе первых 40 оумк ввбяюдалбйь гэвопоглодвняе в образцах ( р ю. 2.) после чего квчалос^ гавовыдеденаэ пока ав грвгыоввяве начального давления в викоси.

–  –  –

2,6 10,0 0,02 0,40 1,24 БН-1У Для определения характера радиационных изменений в битукв и Зитуиькх препаратах бали поставлены специальные исследования.

Для исследования был выоран битук БН-Ш ( t B a s u по К Ш = 40° С, пена-грация 55-59) и бии тунный препарат на его основе, содернащай 4OJ6 нитрата натрия. В отдельных опытах использовался б(, тее иягкий (t p a a H по КЕШ = 40° G, пенетрация = 81-120), Оба битума яваамоя окисленными.

Для облучения готовились образцы цилиндрической формы, дивызар в высота которых составляли 3,5 - 4 с и.

Облучение проводилось на установке Со с различной мощностью доз, причем суммарная доэа поглощенной внергии сохранялась практически постоянной. Облучение проводилось в аткосферо эоадухе, йэманенвв фракционного ссотвва битуыов определялось методом хроиаюграфичеокого анализа.

Чояупенаыв результаты приведена не рис. 3, Различный характер изменения фракционном оооЕ8 иа иовархаоотя образца к э зго средней части унаанвааз; ва участие э радиационЕыз: проз о о а к Кислороде зоэдуха. На прЕерхноовп обреэвэ прокоходяг более глубокие вамваения фракционного cocsass.

Облучение чистого битуш прнводиг к уменьшении оодерзаная масел и s рваичегню оодвряаиия оиол я асфальгенц» по оравнвншо о необлученеии битумов. Првчен для чвогоуо «Зигуыа при кощи дозы 2,8,10' рад/ч проиоходвг более гаубовиз ианенене? соогава в чем при нощносаи

–  –  –

2,1.10 р«д/ч. Сравнение вврчограин бвжума БН-Ш не обяучзннего а облученного о ЕОЩНООЕЬВ доев 2»8Л(Г я 2,1 ЛО 5 рад/ч ( р в е. Ч) указыЕзег на вк накогорое равзнчиа. Однако наиболее ЧЗФКО-8370 р&ЗЛЯЧЖв ШШ&вНО С ВОНОЩЬЭ д§рИВвЗНН?р8фЗ.. ( р 0 « 5 } », Уменьшен» содержания ниа!?ксяекуяярння конпоквкмв * j w a p b i a t e обдучвавя пр»!»яо к тому, ч ю, волк жля вв облученного Ситуыа помря ввов Е иоопвдоваияом шварвалв (да J5Q 0 -.0) ооозавлялв 1^1 ж щзожшздяда в обковном в йвтерваяв 80-200° С, so дая обяявнннх обрввадв нохеря ввоа цроаоходиа равионврно во всен.аамрвале я оооймашв У*' Щ дая « н щ о о м доен ^ 3}6 жяя шщяооги доза 2,1,10 5 рэд/?. ВвроягЕО егии «? ножве: О&ЯОКЕЕЬ 2,8,10* рвж/ч, и Е оган^Ев соотвза газоюй фазы, ойрезусщвйся в pssynbssie няройса облученного я нвобвучввного tfgijiiet* Газрмя фаза отбирвяаоь для анализа прн двух lewiepasypax: ' "** ЗЯ)° S я при 500° С. Первая S8«nepaiype соогвэтаэвуег ингарвааунвзначжгезьаого сааоввдвяваяя баа эа~ нвввого раэлохвния багувдц вторая aeanepaiypa соозввгСЕвувв СИБНОИЗГ гааоввдеавняю ва очв?

пироляга б в г у ш. 3 заблщэ 3 приведены средние из нескольких определений OOOSSBH газовой фазн,.-...

Для бигуаа БН-Щ бндо определено изывнезиа струкгурно^вхеничасках свойств (аабзшцв k). Узаличениа laanepaiypB размягчения указывает на твзрдвние бвгуна под дейотвави обзучания. В го на вреня отаечено нвсоогвеюгвив маяду изаенениам ганперавурн разиягчвния и пвнвграцаей, что иокег быть связано с неодинаковыми измененпяын соохава не поввраюсти в в обЕвцё бвгукз.

–  –  –

ьодородов группы С 2 и двуокиок углероде. Одновременно во всох случаях Оьшо отпечено уыеньШбние по сравнэниш о воздушны ооотношениеы содержания кизлорода в гавовой ф а з е.

Присутствие в образце нитрата нзтрия, как видно Е З приведенных результатов, не оказывав?;

в данном случае, существенного влияния на состав газовой фазы.

РАДИАЦИОННЫЙ САН0РА30ГРЕВ Возрастание температуры га счет энергии, выделяющейся в процессе радиоактивного распаде, является еще одним ванный следствием увеличения удельной активности Оцтуыированных материалов.

Для оценки степени разогрева былвоиределен коэффициент тзглопроводности битума в эавиоимооти от теипературы (рис. 6 ). При увеличении температуры коэффициент тзплопроводрости бегуна сначала возрастает, а затеи с появлением при плавлении кадкой фазы, проиохо&з! некоторое свикеаив гешюпроводыос?^. С узеличением процента вгаюченннх отходов коэффициент теплопроводности спаси несколько возрастает, -но его величины оста алея доволь;--1 визкаии - не правашают 0,3 Вз/и,град. (таблзца 7 ).

Проведенные расчеты генперагур сеноразогравэ показали ( г а б л. 8, 9 ), чзю несмогря на нпзкуи тэрыоуотойчивосхь битумов, проблема сонаразогрева не является определяачэй при выборе н е года захоронения бщунированннх продуктов с удельной агсЕивноогью до I Ки/л ( о у « 3 Вт/и 3 ) • Битунированныа продргы с удельной активностью до 10 Ки/л ( л ^ г» 30 Вт/и 3 ) ногуя храннэьоя s 38Ю1ЯНШС аватшвщввгшк иогильниках,

-394

–  –  –

ТАБЛИЦ* 8. Дспуотюие ^двпвыв тепловыделения Цу ( B I / H 5 ) (ЗиукврозанЕКх огтадоз щк' зехэроквнвм в одюочяис аешшвых иопгьняках КОЛОДВЗЕОГО типа (Н * 2л).

–  –  –

tma* - шшышальная зелпвра^ура продукта; I - высога колодца; То - радиус образца; Н защитный слой грунта; Л - коэффидаект таплопроЕодности грунта.

–  –  –

80. 0,5 130 200 260 80 1,0 70 ?2

–  –  –

Совданив as охлаждаемых МОГИЛЬНИКОВ иожех позволить повковяь уровень вшгаченяя вв2ивнаовн5 поярайней пере, до 100 Ки/л (q, t f я* 30Q Вг/и 3 ) *К Работы по изучению ыаханивыа влшшя радивщш на бигунаые цагориалы ещэ нз ваварваны. Однако, ужэ сейчас ыозно выоказагь некоторые соображения об условиям иопользования ивюда бнлуынрованяя для отходов и удельной ашавнооги бодеа X Ки/л. При использовании битука тя= па БН-Ш для отаерждення огходог с ективпостьв порядка 10 Ки/л, со дери щк нкхраз вагркя, хранение коночных продуктов на Еыаывает опвсенвй о тошш арения гавовыдвзюнвя г не уребуев организации принудительного теплоотвода. Хранение продуш-ов с акгашностьЕ до Ю0Ен/л воа= ноио лишь при.условии воздушного охяааденгя в ногидышках ч нвдоптцвшш скоплений прЬдувSOB радиолиаа ввиду воэыокного повышения концентраида водорода в газовой фазе.

зги цедры насколько условны, I. E. ОНИ ВБЛЯЮЗСЯ.резульгагои усреднения, но они вогуз osy° зисв огправвнии значениями при выбора мегода захоронеаан.

-396ЛИТЕРАТУРА 1 б J.ЗоиявоНвг, J.Pradeb Fourh. United nations International Conference on the tbae ef Atomic Etwrgy. ^9/Р/7бб, Geneve 1971,



Pages:   || 2 |


Похожие работы:

«Московский государственный университет имени М.В. Ломоносова Интеллектуальная система тематического исследования научно-технической информации ("ИСТИНА") Под редакцией академика РАН В.А. Садовничего Издательство Московского университета УДК 002 ББК 73 Авторский коллектив под научным руководством академика В....»

«Православие и современность. Электронная библиотека Иеромонах Анатолий (Берестов), Владимир Решетов Колдуны в законе Благословение душепопечительского центра во имя св. праведного Иоанна Кронштадтского © о. Анатолий (Берестов), Владимир Решетов, 1999 © Вэб-Центра Омега, Москва, 2001 Содержание Пре...»

«31.62.11.500 26.30.50-80.00 БЛОК КОМУТАЦІЇ АДРЕСНИЙ (БКА) БЛОК КОММУТАЦИИ АДРЕСНЫЙ (БКА) ПАСПОРТ ПРАО. 425459.002 ПС Сертифікат відповідності UA1.166.0148455-11 Дійсний до 30.05.2016 р. Україна, м. Харків ВВЕДЕНИЕ Наст...»

«“ОБОРУДОВАНИЕ” Технический Альманах ИНФОРМАЦИОННЫЙ ПАКЕТ 2009 ИНФОРМАЦИОННОЕ ПИСЬМО ОБ ИЗДАНИИ СТРУКТУРА РАСПРОСТРАНЕНИЯ, ЧИТАТЕЛЬСКАЯ АУДИТОРИЯ ТЕМАТИЧЕСКИЙ ПЛАН НА 2009 ГОД ПРАЙС-ЛИСТ НА РАЗМЕЩЕНИЕ ИНФОРМАЦИОННО-РЕКЛАМНЫХ МАТЕРИАЛОВ...»

«НАУЧНЫЙ ВЕСТНИК МГТУ ГА № 213 УДК 629.7: 621.396 СОВРЕМЕННЫЕ МЕТОДИКИ ВЫБОРА ФУНКЦИОНАЛЬНО ЗНАЧИМЫХ ЭЛЕМЕНТОВ РАДИОЭЛЕКТРОННОГО ОБОРУДОВАНИЯ ВОЗДУШНЫХ СУДОВ Д.Б. РЫЧЕНКОВ Статья представлена докто...»

«Федеральное агентство образования РФ Российская академия медицинских наук Комитет по здравоохранению Санкт-Петербурга Санкт-Петербургский государственный университет Российский государственный педагогический универ...»

«Нормирующие преобразователи НП-03 Руководство по эксплуатации www.teplopribor.nt-rt.ru 3.211.010 РЭ 2 СОДЕРЖАНИЕ ВВЕДЕНИЕ 3 1 ОПИСАНИЕ И РАБОТА 3 1.1 Назначение 3 1.2 Основные функции 3 1.3 Технические характеристики...»

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ" МЕТОДИЧЕСКИЕ РЕКОМЕНДАЦИИ ПО ОРГА...»

«International Journal of Innovative Technologies in Economy ISSN 2412-8368 МАЛЫЙ БИЗНЕС: ПРАВИЛА ИГРЫ, ЗАРУБЕЖНЫЙ ОПЫТ И РОССИЙСКИЕ РЕАЛИИ Ерохина Е. В. ФГБОУ ВО Московский государственный технический...»

«СТРАХОВОЕ ДЕЛО ИЗДАТЕЛЬСТВО ТГТУ Министерство образования и науки Российской Федерации ГОУ ВПО "Тамбовский государственный технический университет" СТРАХОВОЕ ДЕЛО Методические указания по выполнению курсовой работы для студентов дневного и заочного отделений специальности 080105 "Финансы и кр...»

«Витрина прилавок средне низкотемпературная ВПСН 0,35-0,54 OCTAVA U SN 1200 ВПСН 0,44-0,67 OCTAVA U SN 1500 ВПСН 0,53-0,81 OCTAVA U SN 1800 www.safe-salon.ru СОДЕРЖАНИЕ НАЗНАЧЕНИЕ ИЗДЕЛИЯ ТЕХНИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ИНСТРУКЦИЯ ПО ЭКСПЛУАТАЦИИ МЕРЫ БЕЗОПАСНОСТИ РАСПАКОВКА УСТАНОВКА И ПОДКЛЮЧЕНИЕ ПУСК В ЭКСПЛУАТАЦИЮ РЕГУЛИР...»

«База нормативной документации: www.complexdoc.ru ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ТЕХНИЧЕСКОМУ РЕГУЛИРОВАНИЮ И МЕТРОЛОГИИ НАЦИОНАЛЬНЫЙ ГОСТ Р СТАНДАРТ 53248РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ТЕХНИКА ПОЖАРНАЯ. ПОЖАРНЫЕ АВТОМОБИЛИ. Номенк...»

«САМОРЕГУЛИРУЕМАЯ ОРГАНИЗАЦИЯ НЕКОММЕРЧЕСКОЕ ПАРТНЕРСТВО "ОБЪЕДИНЕНИЕ ОРГАНИЗАЦИЙ ВЫПОЛНЯЮЩИХ АРХИТЕКТУРНОСТРОИТЕЛЬНОЕ ПРОЕКТИРОВАНИЕ ОБЪЕКТОВ АТОМНОЙ ОТРАСЛИ "СОЮЗАТОМПРОЕКТ" Утвержден решением общего собрания членов СРО НП "СОЮЗАТОМПРОЕКТ" протокол № 8 от 14 февраля 2013 года СТАНДАРТ ОРГАНИЗАЦИИ Детали и элементы трубопроводов...»

«Ефимов Александр Александрович МОДЕЛИ И ОРГАНИЗАЦИОННЫЕ МЕХАНИЗМЫ ПРОДВИЖЕНИЯ ПРИКЛАДНЫХ ПРОГРАММНЫХ ПРОДУКТОВ Специальность 05.13.10 — Управление в социальных и экономических системах (технические науки) Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Новосибирск...»

«23 Сборник материалов всероссийской научной конференции (2014) 94(47).083.4 Воробьева Эвелина Александровна, канд. ист. наук, доц., Новосибирский государственный технический университет, tinva@yandex.ru Камчатск...»

«Акимова Мария Игоревна ФОРМИРОВАНИЕ И РАЗВИТИЕ ГЛАВНОЙ ПЛОЩАДИ ГОРОДОВ ЗАПАДНОЙ СИБИРИ (конец XVI – начало ХХ вв.) Специальность 17.00.04 – изобразительное искусство, декоративноприкладное искусство и архитектура АВТОРЕФЕРАТ диссертаци...»

«УДК 334.758.4 СТАТИСТИЧЕСКИЙ АНАЛИЗ ИНТЕГРАЦИОННОЙ АКТИВНОСТИ РОССИЙСКИХ МЕТАЛЛУРГИЧЕСКИХ ХОЛДИНГОВ Мхитарян Владимир Сергеевич доктор экономических наук, профессор, руков...»

«PocketBook Pro 603 Руководство пользователя Содержание ВНЕШНИЙ ВИД Вид спереди 4 Вид сзади 6 ТЕХНИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ. 8 ПРИСТУПАЯ К РАБОТЕ Зарядка аккумулятора 9 Включение Устройства 10 Режимы раб...»

«Лекция № 5 Гидродинамика (механика жидкости) I. Особенности расположения молекул в жидкости Жидкость одно из трёх агрегатных состояний вещества (не считая 4-го состояния, называемого...»

«ПРИБОР ПРИЕМНО-КОНТРОЛЬНЫЙ ОХРАННО-ПОЖАРНЫЙ НОТА-4 ППКОП 0104059-4-1 РУКОВОДСТВО ПО ЭКСПЛУАТАЦИИ СПНК.425513.026 РЭ ППКОП Нота-4 СПНК.425513.026 РЭ СОДЕРЖАНИЕ 1 НАЗНАЧЕНИЕ 2 ТЕХНИЧ...»








 
2017 www.lib.knigi-x.ru - «Бесплатная электронная библиотека - электронные матриалы»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.