Радиоактивные отходы удаление

С производством ядерного горючего связаны проблемы обработки и удаления радиоактивных отходов. Удаление продуктов деления и других радиоактивных отходов не только является последней стадией в любой технологической схеме, но также влияет на выбор того или иного процесса. С увеличением производства ядерной энергии проблема техники безопасности и удаления радиоактивных материалов приобретает международное значение. [c.221]

При переработке поллуцита, литиевых и калиевых минералов, радиоактивных отходов и других сырьевых источников получают рубидиево-цезиевые, цезиево-рубидиевые и рубидиево-калиевые концентраты в виде квасцов, хлоридов, сульфатов, карбонатов и других солей. Такие концентраты содержат примеси К, На, Mg. Са, 81, А1, Ре, Сг, Т1 и других элементов. Из них калий наиболее близок по химическим свойствам к рубидию и цезию, поэтому их разделение (особенно пары калий — рубидий) — самая трудная проблема в технологии получения чистых солей рубидия и цезия. В связи с этим в дальнейшем будут в основном рассмотрены методы, связанные с решением упомянутой проблемы, а также возможность удаления других примесей. [c.138]

Блок-схема математической модели процесса теплопередачи через п-ю зону представлена на рис. Х-21. Схема объединения моделей отдельных зон, а также входная и выходная информация для каждой из них показаны на рис. Х-22. Решая уравнения модели, можно определить температуру в капсуле и ее изм,енение по мере удаления от капсулы для различных моментов времени. На рис. Х-23 даны некоторые пз полученных решений, представленные для наглядности в виде графиков. На рис. Х-23, а показано, как изменяется вв времени температура в центре каждой из зон, а на рис- Х-23, б построены графики изменения температуры в зависимости от радиального расстояния от капсулы для отдельных моментов времени . Повторив расчеты для другого содержания радиоактивных отходов в капсуле, установим, какое количество можно хранить в одной капсуле, не нарушая требований техники безопасности, т. е. не допуская повышения температуры до такой величины, при которой капсула может разрушиться. [c.230]

Защитные покрытия широко применяют на ядерных силовых установках для предохранения конструкций от коррозии, при обслуживании реакторных систем, а такл<е ири удалении и обезвреживании радиоактивных отходов (дезактивация). О высокой стойкости фенольных смол к действию излучений высоких энергий уже говорилось в разд. 7.3. Проблема дезактивации особенно сложна для изделий и конструкций из бетона. В активных зонах [c.207]

Значительное место в общей проблеме радиоактивных отходов занимают вопросы, связанные с обезвреживанием отходов радиохимических лабораторий и исследовательских ядерных реакторов. В данной книге рассматривается комплекс вопросов по удалению, обезвреживанию и хранению жидких отходов, с которыми особенно часто приходится иметь дело исследователям и производственникам. Все аспекты обезвреживания отходов низкого и среднего уровня активности рассмотрены на основе материалов, которые приведены в опубликованных в печати работах отечественных и зарубеж- [c.5]

Этими особенностями веществ, содержащих радиоактивные изотопы, определяется специфический характер радиохимических лабораторий наличие в них специального оборудования (защитные камеры, боксы, герметичные вытяжные шкафы и пр.), дистанционных инструментов и приспособлений для сбора и удаления жидких, твердых и газообразных радиоактивных отходов. [c.9]

Перчаточные боксы оборудованы системой приточновытяжной вентиляции, электрифицированы, снабжены коммуникациями для подвода горячей и холодной воды, сжатого воздуха, бытового газа и реагентов. Для удаления твердых и жидких радиоактивных отходов боксы имеют узлы сбора и слива и контейнеры-сборники. [c.14]

Выше уже отмечалось, что при эксплуатации радиохимических лабораторий кроме жидких получаются еще и твердые и газообразные радиоактивные отходы. Отдельные решения, принимаемые для обезвреживания этих отходов (переработка конденсатов с воздушных фильтров, захоронение в грунт, герметизация и др.), взаимосвязаны с решениями по обезвреживанию жидких радиоактивных отходов и являются частью общей проблемы по локализации и удалению отходов. [c.27]

В 1967 г. в Вене состоялось совещание экспертов МАГАТЭ, на котором обсуждалась программа деятельности агентства в области обращения с радиоактивными отходами [108]. Первой обсуждалась проблема удаления радиоактивных жидких отходов в моря и океаны. Моу-сон (Канада) сообщил, что к 1967 г. у берегов Англии и Португалии уже сброшено 11,6 млн. кюри °Sr, однако, по его мнению, серьезной опасности загрязнения этих водных бассейнов нет. [c.72]

При обсуждении вопроса о сбросе отходов в пресные водоемы и реки было отмечено, что в последних имеют место лишь незначительные турбулентные потоки, которые не обеспечивают смешения сбросов с водой водоемов. По этой причине совещание экспертов приняло решение пересмотреть в сторону ужесточения рекомендации МАГАТЭ по вопросу сбросов радиоактивных отходов в пресные водоемы и реки. В 1969 г. в Вене было проведено новое совещание экспертов МАГАТЭ по вопросу удаления отходов низкого уровня активности в реки и озера [109]. Было решено для каждого отдельного случая проводить комплекс исследований и расчет допустимой величины сброса (кюри сутки). Советские специалисты снова заявили о необходимости полного исключения таких сбросов. [c.73]

Удаление жидких радиоактивных отходов в соляные формации имеет следующие преимущества пустоты в этих формациях надежно изолированы от круговорота ВОДЫ оболочка из природной соли прочна и достаточно теплопроводна (что важно для отходов высокого уровня активности) невысокие капитальные затраты. [c.101]

В связи с тем, что синтетические катиониты имеют высокую стоимость, исследователями обращено серьезное внимание на подыскание дешевых природных сорбентов [225]. Этот вопрос подробно обсуждался на симпозиуме, посвященном проблемам охраны здоровья, техники безопасности и удаления радиоактивных отходов, который проходил в Вене в феврале 1964 г. [226]. [c.150]

Удаление жидких и твердых радиоактивных отходов самих установок очистки (пульп, регенераторов, кубовых остатков, непригодного оборудования, арматуры, труб и т. д.) производится двумя путями в централизованные хранилища (или хранилища соседнего предприятия) в хранилища, расположенные на территории самой установки очистки. [c.268]

Применяемые в настоящее время способы обезвреживания жидких радиоактивных отходов обеспечивают их надежную очистку или удаление и имеют удовлетворительные технико-экономические показатели. [c.294]

Санитарные правила сбора, удаления и захоронения радиоактивных отходов. М., Изд. Минздрава СССР, 1964. [c.298]

В США разработаны методы с применением клиноптилолита для извлечения цезия из радиоактивных отходов и удаления аммиака пз сточных вод. [c.109]

Однако и здесь имеются существенные трудности. До сих пор не разработана технологическая схема процесса и не решена проблема удаления радиоактивных отходов. [c.80]

Пункты захоронения формируются на достаточном удалении от населенных мест на территории, не имеющей перспектив хозяйственного или другого использования. Наиболее благоприятна для этих целей холмистая местность, так как исключается попадание радиоактивных веществ в грунтовые воды. Надежность захоронения радиоактивных отходов обеспечивается строительством саркофагов из железобетонных конструкций. [c.378]

Применяется для удаления цезия из радиоактивных отходов [75]. Способность цеолита А с высокой селективностью ( а=83) обменивать натрий на стронций представляет определенный интерес для извлечения малых количеств радиоактивных изотопов стронция [75]. [c.598]

Ионитовые мембраны применяют главным образом для электродиализа. Их используют для разделения электролитов и неэлектролитов, концентрирования растворов, выделения ионов из раствора, разделения продуктов электролиза в электролитических ячейках. Основное применение ионитовых мембран — обессоливание (опреснение) сильно минерализованных вод, в том числе морской воды. Электродиализ и электролиз в камерах с ионитовыми мембранами применяют также в химической промышленности (например, для выделения минеральных солей из морской воды, электролитического производства едкого натра и хлора), в пищевой и фармацевтической промышленностях (например, для удаления избыточной кислотности в соке цитрусовых, для очистки сыворотки крови) и в других областях (для дезактивации жидких радиоактивных отходов, преобразования энергии в топливных элементах и др.). [c.103]

ТЕХНИКА БЕЗОПАСНОСТИ И УДАЛЕНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ [c.34]

УДАЛЕНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ [c.37]

Вопрос о мытье загрязненной лабораторной стеклянной посуды имеет прямое отношение к проблеме удаления радиоактивных отходов. Лучше всего мыть посуду обычно применяемыми горячими кислотными смесями под хорошо работаюшей тягой. [c.38]

При решении вопроса о методе удаления радиоактивных отходов необходимо учитывать соответствующие правила, утвержденные общегосударственными и местными органами здравоохранения . [c.38]

Размеры СЗЗ (полосы отчуждения) вдоль трассы трубопровода для удаления жидких радиоактивных отходов устанавливаются в зависимости от активности последних, рельефа местности, характера грунтов, глубины заложения трубопровода, уровня напора в ней и должны быть не менее 20 м в каждую сторону от трубопровода. [c.341]

Места для сбора и хранения отходов производства, содержащих радиоактивные вещества, должны отвечать требованиям Санитарных правил сбора, удаления и захоронения радиоактивных отходов № 477—64. [c.92]

Удаление радиоактивных отходов. Переработка и удаление радиоактивных отходов является важной и сложной проблемой радиационной гигиены. Сточные воды, содержащие короткоживу-щие изотопы, выдерживают в специальных резервуарах в течение срока, гарантирующего снижение активности до предельно допустимого уровня, а затем сливают в общую канализацию. [c.71]

Удаление радиоактивных отходов [c.129]

Для удаления продуктов деления из урановых стержней последние растворяют в HNO3. Кислый раствор уранилнитрата U02(N03)2 после добавления NaNOa экстрагируют, например, трибутилфосфа-том (ТБФ) в непрерывном противоточном экстракторе (пурекс-про-цесс). Все радиоактивные отходы, в том числе цезий и рубидий, кон- [c.131]

Для удаления жидких отходов высокого уровня активности предназначается самостоятельная изолированная система канализации (см. рис. I, 3 и 5), по которой они поступают либо в защитный транспортный контейнер для перевозки в централизованное хранилище радиоактивных отходов, либо в хранилище, расположенное в непосредственной близости с радиохимической лабораторией. В качестве примера контейнера, предназначенного для транспортирования жидких отходов высокого уровня активности, на рис. 6 показан контейнер французской фирмы Лемер и К° . [c.23]

В начале развития атомной промышленности на отходы низкого уровня активности не обращали серьезного внимания и бесконтрольно сбрасывали их в иро1изводст-венную канализацию, реки, озера и моря. Однако от такого способа удаления отходов пришлось отказаться и даже категорически его запретить. Позже были сделаны попытки [63] сбрасывать жидкие радиоактивные отходы бесконтрольно в старые шахты, карстовые полости или в выработанные нефте- и газоносные купола. Однако этот метод не получил развития. [c.66]

Успешный опыт эксплуатации установки для закачки в глубинные формации земли жидких сбросов НИИАР доказывает большую перспективность этого способа обезвреживания жидких радиоактивных отходов. Можно считать, что способ закачки отходов в глубинные геологические формации может быть применен и на других предприятиях химической промышленности, где имеют место большие трудности с переработкой и удалением обычных жидких отходов. [c.103]

Кубовый остаток, имеющий удельную активность, на несколько порядков большую удельной активности исходной воды, из выпарного аппарата периодически направляется в сборный монжюс. Далее этот раствор при помощи бессальниковых насосов, сжатого воздуха или вакуума передается в специальное хранилище или герметичный контейнер, имеющий биологическую защиту, для последующей транспортировки в централизованное хранилище. Ко всем операциям и оборудованию, связанным с кубовым остатком, должны быть предъявлены специальные требования, относящиеся к работе с радиоактивными растворами (особенности компоновок таких узлов разобраны в гл. VI). В связи с тем, что способ хранения высокоактивных отходов в жидком виде имеет существенные недостатки (коррозия емкостей, в которых находится раствор необходимость отвода тепла, выделяющегося в результате распада радиоактивных изотопов удаление водорода, образующегося при радиолизе воды, и пр.), предложены различные методы отверждения радиоактивных жидких отходов. [c.204]

ДЕЗАКТИВАЦИЯ радиохимическая, удаление радиоактивных загрязнений с одежды и тела работающего, а также с пов-сти помещений, лаб оборудования, посуды В чрезвычайных ситуациях Д включает удалёние радиоактивных загрязнений с дорожных покрытий/ пов-стей зданий, автомашин и т п Одна из задач Д - перевод радионуклидов, вызывающих загрязнение, в форму, мало подвижную в окружающей среде Д должна обеспечить возможно более полное удаление загрязнения с использованием миним кол-в дезактивирующих материалов Спецодежда тампоны, дезактивирующие реагенты, р-ры и оборудование для Д должно быть приготовлено заранее, до начала работы с радионуклидами Образующиеся при Д материалы и р-ры, загрязненные радионуклидами выше допустимых норм, рассматриваются как радиоактивные отходы и подлежат сдаче на переработку и захоронение Иногда под Д понимают перевод радиоактивных отходов в форму, удобную для послед захоронения [c.12]

Для удаления продуктов деления из урановых стержней последние растворяют в азотной кислоте и образующийся кислый раствор уранилнитрата после добавления нитрата натрия экстрагируют трибутилфосфатом в непрерывном противоточном экстракторе (пурекс-процесс). Все радиоактивные отходы, в том числе цезий и рубидий, концентрируются в водной, а уран и плутоний — в органической фазе. Применяются и другие процессы [308, 311] разделения ядерного горючего (бутекс-процесс , висмут-фосфат-ный процесс, редокс-процесс , ТТА-процесс, торекс-процесс и т. д.). От этих процессов зависит состав радиоактивных отходов (табл. 20) и в конечном итоге — выбор того или иного метода выделения цезия и рубидия [286, 311—315]. [c.320]

Как мы уже отмечали, метод выделения цезия и рубидия из радиоактивных отходов зависит от состава отходов. Так, осаждение цезия с алюмоаммонийными квасцами из растворов от бу-текс- и пурекс-процессов возможно только после введения в раствор большого количества сульфата алюминия и предварительного удаления железа и циркония. Соосаждение цезия и рубидия с фосфоровольфраматом аммония, эффективное для растворов от бутекс-процесса, будет давать небольшой выход при использовании отходов от пурекс- и редокс-процессов вследствие небольшой концентрации цезия в исходных растворах [311]. [c.321]

Различные подкомитеты Американского комитета по защите от радиации разрабатывают рекомендации по обращению с радиоактивными отходами [181 —183]. Учитывая специфические особенности, связанные с удалением остатков радиоактивных веществ. Комар [168] предложил удобные методы, разработанные с учетом периода полураспала изотопов. [c.37]

Флотация. Чтобы снизить влагоеодержание и объем осадков, образующихся при дезактивации воды методом коагуляции, и тем самым облегчить задачу удаления и захоронения этих радиоактивных отходов, применили метод флотации гидроокисей различными флотореагентами (нефтяными бензосульфокислотами, сульфатным мылом) [352]. Проведенные исследования по удалению из воды У , ЫЬ показали, что при одинаковой степени очистки объем осадка гидроокиси и время отделения его от раствора флотацией значительно меньше, чем при коагуляции е отстаиванием. [c.509]