Разработка состава стеклоподобной матрицы для включения РАО от переработки уранового регенерата
Объектом исследований являются боросиликатные матрицы с флюсующими добавками, применяемыми для остекловывания ЖРО, образующихся в результате экстракционного аффинажа регенерированного урана марки “РТ”.
Глава 1. Основные методы обращения с РАО ………………………………………….. 14
1.1 Синтез материалов методом плавления ……………………………………………… 16
1.2 Матрицы для иммобилизации радионуклидов. …………………………………… 16
1.2.1 Кальцинаты………………………………………………………………………………… 17
1.2.2 Цементы. ……………………………………………………………………………………. 17
1.2.3 Стекла ……………………………………………………………………………………….. 18
1.2.4 Керамики и минералоподобные материалы ………………………………….. 19
1.3 Стекло и материалы на его основе …………………………………………………….. 20
1.4 Свойства стекол ……………………………………………………………………………….. 25
1.4.1 Вязкость …………………………………………………………………………………….. 25
1.4.2 Устойчивость к фазовому разделению …………………………………………. 26
1.4.3 Электропроводность. ………………………………………………………………….. 28
1.4.4 Диффузионноая подвижность ионов ……………………………………………. 29
1.4.5 Плотность ………………………………………………………………………………….. 29
1.4.6 Механические свойства ………………………………………………………………. 30
1.4.7 Термический коэффициент линейного расширения (ТКЛР) …………… 30
1.4.8 Теплопроводность ………………………………………………………………………. 30
1.4.9 Химическая устойчивость …………………………………………………………… 31
1.4.10 Радиационная устойчивость ………………………………………………………. 32
1.5 Технология и оборудование для переработки РАО методом
остекловывания …………………………………………………………………………………….. 33
1.5.1 Остекловывание ЖРО с использованием керамических плавителей . 34
1.5.2 Промышленный керамический плавитель в Саванна-Ривер …………… 35
1.5.3 Промышленный керамический плавитель ЭП-500 на ПО «Маяк» ….. 36
1.5.4 Остекловывание ЖРО с использованием с использованием
индукционных печей с «горячим» тиглем ……………………………………………. 38
1.5.5 Остекловывание ЖРО с использованием индукционных печей с
«холодным» тиглем (ИПХТ) ……………………………………………………………….. 39
Глава 2. Синтез и определение основных характеристик боросиликатных
матриц для иммобилизации РАО ……………………………………………………………. 45
2.1.1 Характеристика исходных ЖРО …………………………………………………… 45
2.1.2 Оценка объема и активности остеклованных РАО ………………………… 48
2.1.3 Выбор состава боросиликатной матрицы …………………………………….. 51
2.2 Технология синтеза ………………………………………………………………………….. 52
2.2.1 Обоснование состава флюсующих добавок ………………………………….. 52
2.2.2 Обоснование выбора состава раствора рафината для проведения
исследований ……………………………………………………………………………………… 55
2.2.3 Выбор состава боросиликатной стекломатрицы для проведения
экспериментов ……………………………………………………………………………………. 58
2.2.4 Процедура приготовления модельного раствора …………………………… 61
2.2.5 Синтез боросиликатных стекол ……………………………………………………. 61
2.3 Определение физико-химических свойств синтезированных
боросиликатных стекол …………………………………………………………………………. 68
2.3.1 Исследования однородности стекла …………………………………………….. 68
2.3.2 Механическая прочность …………………………………………………………….. 74
2.3.3 Гидролитическая устойчивость ……………………………………………………. 75
2.3.4 Вязкость расплавов …………………………………………………………………….. 77
2.4 Оценка соответствия качества полученных стекол нормативным
документам …………………………………………………………………………………………… 79
Глава 3. Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и
ресурсосбережение ………………………………………………………………………………… 84
3.1 Потенциальные потребители результатов исследования ……………………… 84
3.2 Анализ конкурентных технических решений ……………………………………… 84
3.3 SWOT-анализ …………………………………………………………………………………… 86
3.4 Планирование научно-исследовательских работ ………………………………… 87
3.4.1 Структура работ в рамках научного исследования ………………………… 87
3.4.2 Определение трудоемкости выполнения работ……………………………… 87
3.4.3 Разработка графика проведения научного исследования ……………….. 88
3.4.4 Бюджет научно-технического исследования …………………………………. 90
3.4.5 Расчет материальных затрат НТИ ………………………………………………… 90
3.4.6 Амортизация оборудования…………………………………………………………. 91
3.4.7 Основная заработная плата исполнителей темы. …………………………… 92
3.4.8 Отчисления во внебюджетные фонды ………………………………………….. 94
3.4.9 Накладные расходы…………………………………………………………………….. 95
3.5 Формирование бюджета затрат научно-исследовательского проекта …… 95
3.6 Определение ресурсоэффективности исследования ……………………………. 96
Глава 4. Социальная ответственность ……………………………………………………… 99
4.1 Правовые и организационные вопросы обеспечения безопасности ……… 99
4.1.1 Специальные правовые нормы трудового законодательства ………… 100
4.1.2 Организационные мероприятия при компоновке рабочей зоны …… 101
4.2 Производственная безопасность ……………………………………………………… 103
4.3 Анализ выявленных вредных факторов при разработке проектируемого
решения на ПЭВМ ………………………………………………………………………………. 104
4.3.1 Шум…………………………………………………………………………………………. 104
4.3.2 Недостаточная освещенность …………………………………………………….. 105
4.3.3 Повышенная или пониженная температура рабочей зоны ……………. 105
4.3.4 Повышенный уровень электромагнитного излучения ………………….. 106
4.4 Анализ выявленных опасных факторов при разработке проектируемого
решения………………………………………………………………………………………………. 107
4.4.1 Поражение электрическим током ………………………………………………. 107
4.4.2 Опасность возникновения пожара ……………………………………………… 109
Выводы ………………………………………………………………………………………………. 113
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ …………………………………. 115
Актуальность
Развитие атомной энергетики и ядерной технологии в целом связывается
с решением проблем ядерного топливного цикла, одной из которых является
обращение с радиоактивными отходами.
При этом наиболее сложным и важным представляется вопрос
обращения с средне и высокоактивными отходами, подлежащими
долговременному безопасному хранению и захоронению.
Особого внимания требует локализация относительно короткоживущих
90 137
радионуклидов – Sr и Cs, для которых продолжительность необходимой
изоляции от биосферы составляет несколько сотен лет, и долгоживущих
радионуклидов – урана и трансурановых элементов (ТУЭ – Pu, Np, Am и др.),
обладающих высокой токсичностью, обусловленной альфа-излучением,
биологическим поглощением и удержанием в организме, и требующих полной
изоляции от биосферы на период, исчисляющийся тысячелетиями. Опасность
сохраняется при хранении отработанного ядерного топлива (ОЯТ), отходов,
образующихся в процессе его переработки, а также при использовании ТУЭ в
научных исследованиях и народном хозяйстве. В любом случае они попадают
в категорию отходов, требующих захоронения с обеспечением особых
условий безопасности.
Необходимость изоляции радиоактивных отходов от окружающей
среды в течение длительного времени и стремление сократить срок
обслуживания хранилищ требуют перевода радионуклидов и других
биологически опасных компонентов отходов в компактные твердые формы.
Отвержденные композиции должны обладать термической и радиационной
стойкостью, высокой химической и механической устойчивостью и
обеспечивать достаточную стабильность свойств во время хранения и
захоронения.
Наиболее перспективным методом обращения с средне и
высокорадиоактивными отходами в настоящее время считается их
отверждение с получением стекло-, стеклокристаллических или
кристаллических (керамических) композиций, временное контролируемое
хранение отвержденных отходов на поверхности в специальных хранилищах
с последующим многобарьерным захоронением в геологических формациях.
Современные исследования в области обращения с отходами средне и
высокого уровня активности можно разделить на следующие направления:
– исследование и выбор матриц, обладающих необходимыми химическими
и физическими свойствами, для иммобилизации радиоактивных и
токсичных компонентов различных типов ВАО;
– выбор технологии и оборудования для синтеза материалов с заданными
характеристиками;
– выбор мест и условий промежуточного контролируемого хранения
отвержденных композиций и захоронения в геологические формации.
Технологии отверждения РАО должны обеспечить высокий уровень
надежности иммобилизации радиоактивных отходов в стабильных и
компактных твердых материалах, и изоляции их от окружающей среды в
течение длительного периода времени. В настоящее время в радиохимической
промышленности используется метод остекловывания, в котором для
локализации компонентов САО и ВАО применяются фосфатные и
боросиликатные стекла. Синтезируемые композиции технологичны, имеют
высокую химическую стойкость и механическую прочность, устойчивы к
термическому и радиационному воздействию, сохраняют достаточную
стабильность свойств во время контролируемого хранения и захоронения.
Компания EDF планирует переработать имеющийся регенерированный
уран с получением обогащенного урана для производства ядерного топлива.
Обязательным требованием EDF для выполнения работ является отверждение
всех образующихся при переработке жидких РАО.
Для решения этой задачи между будет создана установка
остекловывания ЖРО, образующихся в результате переработки
регенерированного урана.
Настоящая работа посвящена разработке состава стеклоподобной
матрицы для включения РАО от переработки уранового регенерата,
образующихся в результате экстракционного аффинажа регенерированного
урана марки «РТ».
Технологии отверждения РАО должны обеспечить высокий уровень
надежности иммобилизации радиоактивных отходов в стабильных и
компактных твердых материалах, и изоляции их от окружающей среды в
течение длительного периода времени.
Синтезированные композиции, полученные при иммобилизации жидких
радиоактивных отходов путем включения в боросиликатную матрицу
технологичны, имеют высокую химическую стойкость и механическую
прочность, устойчивы к термическому и радиационному воздействию,
сохраняют достаточную стабильность свойств во время контролируемого
хранения и захоронения.
Результаты работы могут быть использованы в области обращения с
ЖРО.
1 Никифоров А.С., Куличенко В.В., Жихарев М.И. Обезвреживание
жидких радиоактивных отходов. М.: Энергоатомиздат, 1985. 183с.
2 Павлушкин Н.М., Сентюрин Г.Г., Ходаковская Р.Я. Практикум по
технологии стекла и ситаллов. М.: Стройиздат, 1970. 512 с.
3 Разработка и обоснование отдельных процессов и аппаратов
обращениясрадиоактивнымиотходами ПЯТЦ комбинированнойи
гидрометаллургической переработки СНУП ОЯТ. Отчет о НИР: АО
«ВНИИНМ»; рук. Сунцов Д.Ю.; испол.: Мусатов Н.Д., Смелова Т.В. [и др]. –
М., 2017. инв. 12403.
4 Отработка процесса жидкостного флюсования исходных растворов
ВАО. Отчет о НИР: АО «ВНИИНМ»; рук. Мусатов Н.Д.; испол.: Сунцов Д.Ю.,
Смелова Т.В. и др. – М., 2012. инв. 11897
5А.А.Аппен.Химиястекла.Из-воХимияЛенинградское
отделение.1974. с.124-129.
6 ГОСТ 26798.1-96. Цементы тампонажные. Методы испытаний. М,
1998, 22 с.
7 ГОСТ 310.4-81. Цементы. Методы определения предела прочности
при изгибе и сжатии. ИПК Издательство стандартов, 2003, 11 с.
8ГОСТР52126-2003.Отходырадиоактивные.Определение
химической устойчивости отвержденных высокоактивных отходов методом
длительного выщелачивания. Стандартинформ, 2006, 8 с.
9 ГОСТ Р 50926-96. Отходы высокоактивные отвержденные. Общие
технические требования. ИПК Издательство стандартов, 1996, 8 с.
10 НП-019-15. Сбор, переработка, хранение и кондиционирование
жидких радиоактивных отходов. Требования безопасности.
11 Соловьев А.Н., Росин А.Б. Вибрационный метод измерения вязкости
жидкостей, Наука, Новосибирск, 1979. С. 114-124.
12 Изменения в федеральные нормы и правила в области использования
атомной энергии «Сбор, переработка, хранение и кондиционирование жидких
радиоактивных отходов. Требования безопасности» (НП-019-15). Ядерная и
радиационная безопасность. № 3 (81) – 2016.
13 Исследование теплофизических характеристик и физико-химических
свойствсиликатныхматериаловдляотвержденияВАО. Отчет
АО «ВНИИНМ»; рук. Крылова Н.В.; испол.: Власов В.И., Крюков И.И.,
Смелова Т.В. и др. – М., 1988, инв. 6430
14 Некоторые вопросы, связанные с хранением и захоронением
отвержденных радиоактивных отходов. Отчет АО «ВНИИНМ»; рук. Крылова
Н.В.; испол.: Крюков И.И., Юзвикова М.А. – М., 1988, инв. 6478
15 Разработка требований к качеству отвержденных ВАО. Отчет
АО «ВНИИНМ»; рук. Крылова Н.В.; испол.: Крюков И.И., Захарова К.П. – М.,
1992, инв7912
16ОжованМ.И,ПолуэктовП.П.Применениестеколпри
иммобилизации радиоактивных отходов, Безопасность Окружающей Среды.
Обращение с ОЯТ, № 1, 2010:
17 Петров Ю.Б. Индукционная плавка окислов. М.: Наука, 1983. 188 с.
18 Design and Operation of `high Level Waste Vitrification and Storage
Facilities/ Techn. Rep. Ser. No.339. Vienna: IAEA, 1992. 96 c.
19 Scientific Basis for Nuclear Waste Management I-XXI. Materials
Research Society Symposia Series. Boston: MRS. 1979-1998.
20 Waste Management Symposia. Tucson, AZ, 1974-1998.
Хочешь уникальную работу?
Больше 3 000 экспертов уже готовы начать работу над твоим проектом!
4.9 (826 отзывов)
4.4 (93 отзыва)
4.9 (66 отзывов)
4.6 (30 отзывов)
4.8 (13 отзывов)
4.8 (105 отзывов)
4.8 (1033 отзыва)
4.9 (35 отзывов)
4.7 (96 отзывов)
