Состав радиоактивных отходов

В связи с широким развитием ядерной энергетики серьезной проблемой становится переработка радиоактивных отходов, образующихся в результате работы энергетических реакторов, в которых в качестве горючего часто используется уран-235, делящийся при захвате медленных нейтронов. Радиоактивные отходы или осколки деления постепенно зашлаковывают реактор и после разложения 10—20% имеющегося в нем активного материала вызывают такое падение реактивности, что требуется полная переработка тепловыделяющих элементов (стержней и блоков) с очисткой нх от накопившихся вредных примесей, имеющих огромные сечения захвата тепловых нейтронов [308]. Состав продуктов деления зависит от делящегося вещества, времени его облучения, энергии нейтронов, времени охлаждения после облучения и т. д. (табл. 19). [c.319]

Состав радиоактивных отходов в различных процессах разделения ядерного горючего [c.132]

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]

Включать жидкие радиоактивные отходы низкого уровня активности в состав цементных блоков — задача сравнительно простая, хотя очевидно, что вводить следует концентрированные отходы, так как в противном случае объем этих блоков окажется большим, а сам метод будет малоэффективным. [c.96]

Первоочередной заботой при выборе места для свалки должна быть защита поверхности земли и грунтовых вод. Одним из способов достижения этой цели является ограждение отходов герметичной оболочкой. Для этого используются глина, мелкозернистая почва, смесь земли с цементом, бетон, асфальт и полимерные пленки. Исследование процесса переноса вымываемых веществ через слой глины трех разных сортов (каолинит, монтмориллонит и иллит) показало, что наиболее важные для подвижности ионов металлов факторы — значение pH, ионный состав и ионообменная емкость глины. Однако проверку подвижности надо все же проводить в реальных условиях. Например, пропускающая способность облицовки из глины может быть в 10—1000 раз выше, чем значения, полученные в лаборатории для неразрушенных и уплотненных образцов. Ли и Джонс [243] обнаружили, что слой глины толщиной в несколько футов не может в течение длительного времени препятствовать распространению отходов и пришли к выводу, что без специальной обработки этот метод захоронения отходов может нанести больший вред здоровью людей, чем захоронение радиоактивных отходов эквивалентной токсичности. Альтернативным локализации отходов способом защиты водоносных горизонтов является демпфирование за счет медленного просачивания загрязненной воды через слой, например, песка. [c.146]

В плане решения проблемы утилизации гальваношламов, по своей значимости располагающейся за утилизацией радиоактивных отходов, исследованы состав, структура и свойства этих продуктов С учетом полученных данных разработана технология конверсии гальваношламов. [c.6]

В случае разлива радиоактивного раствора необходимо собрать его насосом с промывалкой, а остатки — фильтровальной бумагой, опилками и т. п. и произвести дезактивацию места загрязнения соответствующими дезактивирующими растворами (состав их указан в инструкции по работе с данным радиоактивным веществом). Обмыв поверхности производят сверху вниз и от более чистых участков к более грязным. Материалы, используемые при дезактивации, складываются в контейнер для радиоактивных отходов. [c.58]

По такой схеме очистки сбросных вод получается концентрирование жидких радиоактивных отходов в 160 раз. Очевидно, что при включении в конце технологической схемы (см. рис. 65) одного катионитового и одного анионитового фильтров это значение уменьшится, К. А. Большаков и др. [33] для очистки сбросных вод, состав которых приведен в табл. 48, предложили технологическую схему, изображенную на рис. 66. [c.212]

Технологическая схема хранилища жидких отходов для АЭС с серийными блоками ВВЭР-440 представлена на рис. 9.3. В состав оборудования хранилища входят емкости для высокоактивных 8 и низкоактивных 4 (рабочий объем 285 м ) сорбентов, для кубового остатка 11 (рабочий объем 330 м ). Объем емкости выбирается для каждой группы жидких радиоактивных отходов, исходя из того, что общий объем хранилища должен быть рассчитан не менее чем на 10 лет эксплуатации одного блока АЭС или на 5 лет эксплуатации двух блоков одновременно. [c.337]

Осколки вскрытой ампулы собирают фильтровальной бумагой и помещают в резервуар, где хранятся твердые радиоактивные отходы. Пипетку промывают дезактивирующим раствором (состав которого зависит от характера используемого изотопа), кислотой и водой промывные воды собирают и сливают в сосуд с жидкими отходами. [c.168]

От радиоактивных отходов нельзя отделаться , они должны храниться вечно. В США за хранение таких отходов отвечает Комиссия по атомной энергии (КАЭ). В настоящее время отходы помещают в специальные барабаны и хоронят в шт. Айдахо. Жидкие отходы переводят в твердую форму. Состав подземной воды постоянно контролируется. [c.100]

Одним из показателей, характеризующих удельную активность и радиохимический состав сточных вод, могут служить отложения, образующиеся на стенках трубопроводов, лотков, на стенках и дне приемников (на станциях перекачки), отстойников, на поверхности загрузочного материала биофильтров, а также в верхнем слое почвы полей фильтрации, полей орошения и т. п. Поэтому при санитарном обследовании канализационных систем, используемых для удаления и обезвреживания радиоактивных отходов с целью получения более полных данных, отбираются пробы и производятся радиометрические, а при необходимости и радиохимические исследования не только проб воды, но также соскобов, взятых со стенок трубопроводов, из емкости или с поверхности наполнителя биофильтров, проб осадков из отстойников, а также проб грунта из полей фильтрации и полей орошения. [c.15]

Рассмотрено удаление активности катионообменом, двойными и смешанными слоями ионитов, а также новым методом с ионообменными мембранами. Обработка радиоактивных отходов не сильно отличается от удаления неактивных ионных примесей, так как количество и объем таких примесей, а также солевой состав являются основным моментом, который следует рассматривать в связи с применением ионитов. [c.526]

Химический и радиохимический состав жидких слабоактивных отходов весьма разнообразен и, естественно, зависит от тех химических соединений, с которыми ведется работа в радиохимической лаборатории. Примерный суммарный солевой состав и величины удельных активностей лабораторных жидких отходов, загрязненных радиоактивными изотопами, приведены в докла- [c.25]

Особую озабоченность вызывает наличие радиоактивных отходов Так, в технологических емкостях ПО Маяк на площадке предгфиятия хранятся отходы, общая активность которых составляет около 500 млн. Ки. Радиоактивные отходы захоронены в 24 могильниках. В общей сложности на территории Российской Федерации на АЭС хранится 80 тыс м жидких отходов активностью. 15 тыс. Ки и 12 тыс отвержденных с активностью 2 тыс Ки. В табл 2.5 представлены данные о количестве радиоактивных отходов, находящихся в хранилищах на территории России Большой объем радиоактивных отходов образуется при добыче урановых руд При этом количество и состав отходов зависят от характеристики рудного сьфья и технологии первичной переработки Обычно при добыче 1 т урановой руды образуется до 1,5 т твердых и 0,2-0,4 м жидких радиоактивных отходов. Радиоактивные отходы образуются также в результате эксплуатации исследовательских атомных реакторов, гфимснсния [c.68]

Технологические жидкие радиоактивные отходы характеризуются качественными и количественными показателями, знание которых необходимо для правильного выбора методов их переработки, хранения и захоронения. Важнейшими характеристиками радиоактивных отходов являются количество, удельная активность, радионуклидный состав. Для АЭС непостоянство состава и количества отходов обусловлено типом реактора и его мощностью, технологическими особенностями и режимом эксплуатации, местонахождением АЭС и квалификацией обслуживающего персонала. Нормативные количества жидких радиоакгивных отходов (ЖРО) для различных типов реакторов приведены в табл. 9.5. [c.332]

Технология очистки жидких отходов на стадиях ядерно-топ-ливного цикла. Отходы урановой промышленности (начальной стадии ЯТЦ) представляют собой продукты, которые не могут быть в дальнейшем полезно использованы и требуют удаления из производства. Отходы, получаемые при добыче и переработке урановых руд, подразделяются на твердые, жидкие и газообргвные. Состав отходов и их количество зависят от характера производства и техногенного совершенства применяемых технологических процессов. По классификации отходы урановых заводов ничем не отличаются от отходов предприятий цветной металлургии, но содержание в них радиоактивных веществ делает эти отходы специфическими. [c.323]

Серьезная проблема удаления газообразных отходов возникает в связи с работой атомных реакторов на жидком горючем. В процессе работы из раствора горючего непрерывно выделяются газообразные продукты деления. К ним относятся изотопы с очень коротким периодом полураспада (и, следовательно, имеющие высокую удельную активность), которые распадаются в твэлах задолго до их переработки. Наиболее удачной иллюстрацией этой проблемы может служить работа опытного гомогенного реактора (НЕТ, или НРЕ-2) в Ок-Ридже. В состав газов, выделяющихся из реакторного горючего, входят пар, дейтерий и кислород как продукты радиолиза воды, а также газообразные и летучие продукты деления. Эта смесь проходит последовательно через ловушку для иода, рекомбинатор воды, конденсатор и ряд колонок, занолненных древесным углем. Ловушка для иода, представляющая собой слой проволочной сетки, покрытой серебром, не является абсолютно необходимой для очистки отходящих газов, поскольку иод эффективно сорбируется древесным углем. Важной функцией ее является защита катализатора в рекомбинаторе от отравления иодом. В рекомбинаторе продукты радиолиза превращаются в водяной пар, а небольшой поток кислорода увлекает криптон и ксенон в колонки с древесным углем, в которых не происходит улавливания газов, но их прохол< дение замедляется до такой степени, что короткоживущие изотопы распадаются еще до того, как смогут выйти наружу. Единственным радиоактивным элементом, достигающим выпускной трубы, является Кг . [c.322]

Четырехвалентность аниона [Ре(СК)81 позволяет осуществить огромное множество вариаций состава смешанных ферроцианидов с изменением в широких пределах как числа внешнесферных катионов (с учетом сказанного выше), так и соотношения между ними. Здесь можно оставить в стороне вопрос о разного рода нестехиометрических соединениях смешанных ферроцианидов (относимых обычно к адсорбционньш по этому вопросу еще не накопилось достаточного количества точного экспериментального материала, который позволил бы однозначно говорить об истинной природе явлений, обобщаемых термином адсорбция ). Однако, говоря о смешанных ферроцианидах, число которых огромно, нельзя не отметить возможность их многочисленных применений, основанных на факте дифференцированности катионов внешней сферы. Наиболее типичны в этом отношении смешанные ферроцианиды, в состав которых входят помимо других катионы щелочных металлов. В принципе все они могут рассматриваться как катиониты со значительной (практически теоретической) ионообменной емкостью. В некоторых случаях этот факт не остался в стороне от практического использования (извлечение радиоактивного цезия, а в сущности говоря, и радиоактивных лантанидов из сбросных радиоактивных растворов, выделения рубидия из карналлита и отходов электролитического получения магния и т. д.), однако нет никакого сомнения, что это только начало, и можно утверждать, что смешанные ферроцианиды являют собою тип неорганического ионита, наиболее подходящего для широкого использования. К этому можно добавить, что отмеченная выше дифференцирован-ность внешнесферных металлов позволяет надеяться на использование соответствующих соединений для выделения и разделения многих цветных и редких металлов. Введение предварительного замораживания смешанных ферроцианидов (В. В. Вольхин и др.) устраняет довольно серьезную помеху, обусловленную коллоидной природой смешанных ферроцианидов, вследствие чего их трудно использовать в колоночном варианте ионного обмена. С устранением указанного препятствия ионный обмен с использованием смешанных ферроцианидов может быть осуществлен в промышленном масштабе, что весьма актуально для цветной металлургии. Попутно отметим здесь, что, как оказалось, многие черты, свойственные химии ферроцианидов, характерны также для химии пирофосфатов. [c.283]

В первой группе отходов могут содержаться несколько или все типы радиоактивности вместе с некоторыми или всеми кислотами, основаниями и солями состав отходов и химически и радиохимически неизвестен. Анализ на все составляющие не только труден, но потребует слишком много времени. При этих обстоятельствах определяется pH, приблизительный солевой состав и полная а- и (3- уактивность. Приблизительное общее содержание солей может быть определено простым взвешиванием кассеты после испарения определенного объема раствора. Разница веса в миллиграммах до и после выпаривания делится на объем образца в миллилитрах и дается в мг/мл. Результат, умноженный на 1000, дает части на миллион или мг/л. Ошибка при определении составляет 10—20% от полного солевого состава, определенного другими методами [85]. [c.472]

Содержание твердого в обрабатываемых отходах колеблется от 300 до 2500 мг/л. Радиоактивность в пределах до 500 распа-дов/мл-мин можно обрабатывать катионитом, если pH ниже 7. Если солевой состав низкий (ниже 500 мг/л) и pH ниже 7, рекомендуется доводить pH до 7 или ниже азотной кислотой. Применяемая в лаборато1рии водопроводная вода имеет жесткость от 85 (1,7 мг-экв/л) и общее содержание твердого 300 мг/л). Для проектных данных была принята средняя жесткость 170 мг/л (3,4 мг-экв/л) и общее содержание твердого 600 мг/л. При использовании катионита высокой емкости, например H R, имеющего емкость 68,6 кг/м , теоретически возможно было пропу- [c.522]

Удаление радиоактивных про,цуктов [12, 13], образованных в ядерных реакторах и являющихся отходами предприятий по переработке ядерного горючего, представляет особую проблему, совершенно отличную от проблемы переработки обычных отходов промышленных производств. Радиоактивные продукты не переходят в природные вещества при разбавлении, осаждении, окислении и т. п. можно утверждать, что в известном смысле они изменяют состав земной коры. Если бы все эти продукты можно было равномерно распределить в объеме океанов, то уровень радиоактивности повысился бы очень незначительно. Однако и такая перспектива не слишком привлекательна, если принять во внимание то обстоятельство, что в действие вводится все больше и больше реакторов и о равномерном перемешивании легче говорить, чем осуществить его на деле. [c.488]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология