Длительное хранение радиоактивных отходов

ДЛИТЕЛЬНОЕ ХРАНЕНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ [c.227]

Поэтому вопросы выделения цезия (наряду со стронцием) из радиоактивных отходов являются определяющими при решении задачи повышения безопасности длительного хранения отходов. Но необходимость извлечения цезия диктуется не только этими задачами, она также связана с возрастающей потребностью в радиоактивном цезии различных отраслей народного хозяйства, использующих такие процессы, как консервирование, пастеризация, стерилизация, дезинфекция, возбуждение химических реакций, вулканизация, полимеризация и т. п. [c.320]

Система обращения с радиоактивными отходами (РАО) включает их сбор, сортировку, упаковку, временное хранение, кондиционирование (концентрирование, отверждение, прессование, сжигание), транспортирование, длительное хранение и (или) захоронение. [c.344]

И ядерного пережигания радиоактивных изотопов позволят минимизировать массу и активность остаточных радиоактивных отходов, которые не могут быть вовлечены в замкнутый цикл обращения радиоактивных материалов и подлежат длительному хранению. Задача безопасного хранения таких отходов находится в активной разработке, и уже сегодня развиты технологии обращения с радиоактивными материалами, позволяющие не подвергать загрязнению природу и не облучать людей. Как видно из табл. 13.1.5, вред, наносимый людям современными ядерными технологиями, не сравним с другими техногенными причинами смертности населения. [c.125]

Бочка для удаления радиоактивных отходов применяется для транспортировки гильз, содержащих отходы твердых веществ с высоким уровнем активности, в места длительного хранения. [c.177]

Извлечение рубидия и цезия из радиоактивных отходов. В связи с развитием ядерной энергетики переработка радиоактивных отходов энергетических реакторов превратилась в серьезную проблему. Появилось много исследований по выделению ряда элементов из растворов низких концентраций, что объясняется как необходимостью очистки сточных вод от продуктов деления перед сбросом, так и самостоятельным интересом к получению некоторых соединений и препаратов. Примером может служить получение у-источников, главным образом на основе s-137, которые используются в различных отраслях народного хозяйства [10]. Среди радиоактивных отходов s-137 — долгоживущий радиоактивный изотоп — занимает особое место. Он выделяется при реакции деления в относительно большом количестве и определяет активность продуктов деления после длительного периода их охлаждения . Поэтому выделение цезия (и стронция) из радиоактивных отходов — решающий вопрос для безопасности длительного хранения отходов. Селективное выделение рубидия из радиоактивных растворов представляет практический интерес из-за стабильности его изотопов - [c.131]

Серьезной проблемой энергетики является также хранение отходов атомной промышленности, включая отходы обогатительных фабрик, предприятий, производящей фториды и оксиды урана, АЭС и других предприятий. Только вблизи обогатительных фабрик накопилось более 100 млн. т отходов. Радиоактивные отходы АЭС можно захоронить под землю. Однако нет полной уверенности, что при длительном хранении они не попадут в подземные воды. Необходимо дальнейшее изучение этой проблемы. [c.528]

Большое внимание исследователей уделяется вопросам стойкости битумных блоков и выщелачиваемости радиоактивных изотопов. В. В. Куличенко с сотр. [174, 175, 287] показали, что решающим фактором, ухудщаю-щим степень закрепления радиоактивных изотопов в блоке, является нарушение гидрофобности материала, которое может наступить вследствие образования мик-ропор в результате выщелачивания компонентов отходов с поверхности блока при недостаточной эластичности битума наличия в последнем более 10—15% воды увлажнения поверхностного слоя блока в результате длительного хранения его в воде. Степень увлажнения и соответственно изменение скорости выщелачивания зависят от химического состава отходов и характера взаимодействия радиоактивных изотопов с битумом [287, 288]. [c.234]

По прошествии достаточного времени выдержки топливные элементы перевозятся на радиохимические заводы по их переработке для извлечения урана и плутония. Остатки после извлечения, называемые высокоактивными отходами, должны помещаться в соответствующие хранилища. На практике из-за ограниченной мощности перерабатывающей промышленности только около 5 % отработанного топлива реакторов подвергаются переработке (в Великобритании — в Селлафилде, во Франции — в Кап-де-ла-Аг и Маркуле, а также в Японии и в России). Остальные 95 % пока остаются на длительное хранение, обычно неподалеку от реактора. Суммарная мощность атомных электростанций во всем мире составляет около 300 ГВт, и, учитывая, что отработавшие твэлы и радиоактивные отходы непрерывно накапливаются, можно предположить, что количество отходов, которые надо захоронить, на сегодняшний день огромно. [c.168]

Радиохимическая переработка отработанного топлива, упаковка и захоронение радиоактивных отходов — исключительно важная проблема, поскольку стоимость переработки использованного топлива намного (примерно в 40 раз) превышает стоимость извлеченного при этом урана. Кроме того, в существующих радиохимических схемах переработки производится извлечение плутония, что увеличивает риск распространения ядерного оружия. Вследствие этого одна из ведущих ядерных держав — Соединенные Штаты Америки — ввела временный мораторий на переработку отработанного топлива АЭС и организовала хранение в государственных хранилищах. Однако ряд стран (в том числе Россия и США) продолжают исследования, направленные на дальнейшее разделение радиоактивных отходов на составляющие и поиски путей их надежной локализации и даже частичной ликвидации. В частности, представляется целесообразным выделение из продуктов деления в отдельную группу наиболее радиационноопасных а-излучающих радионуклидов, накопившихся в топливе, таких как америций, кюрий и других более тяжелых трансплутониевых элементов, для их последующего отдельного захоронения на более длительное время — примерно 10 лет (см. табл. 9.9.), а также выделение в отдельную группу долгожтущих (7 > 10 лет) 3-излуча-ющих продуктов деления, приведенных в табл. 9.8. При этом значительно сократятся объемы захораниваемых на длительное время а-излучающих нуклидов (из табл. 9.9 видно, что суммарная масса трансплутониевых радионуклидов составляет всего около 120 г на [c.170]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология