Классификация рао


Что бы ни говорили отдельные горячие головы, можно с уверенностью утверждать, что превратиться во всемирную радиоактивную свалку России в обозримом будущем не грозит. Принятый в 2011 году федеральный закон прямо запрещает перевозку таких отходов через границу. Запрет действует в обе стороны, с единственным исключением, касающимся возвращения источников излучения, которые были произведены в стране и поставлены за рубеж.

Но даже с учетом закона по‑настоящему пугающих отходов атомная энергетика производит немного. Самые активные и опасные радионуклиды содержит отработавшее ядерное топливо (ОЯТ): тепловыделяющие элементы и сборки, в которые они помещаются, излучают даже сильнее свежего ядерного топлива и продолжают выделять тепло. Это не отходы, а ценный ресурс, в нем содержится немало урана-235 и 238, плутоний и ряд других изотопов, полезных для медицины и науки.


е это составляет более 95% ОЯТ и с успехом извлекается на специализированных предприятиях — в России это прежде всего знаменитое ПО «Маяк» в Челябинской области, где сейчас внедряется третье поколение технологий переработки, позволяющее вернуть в работу 97% ОЯТ. Уже скоро производство, эксплуатация и переработка ядерного топлива замкнутся в единый цикл, не выдающий практически никаких опасных веществ.

Классификация рао

Однако и без ОЯТ объемы радиоактивных отходов будут составлять тысячи тонн в год. Ведь санитарные правила требуют относить сюда все, что излучает выше определенного уровня или содержит больше положенного количества радионуклидов. В эту группу попадает почти любой предмет, который достаточно долго контактировал с ионизирующим излучением. Детали кранов и машин, работавших с рудой и топливом, воздушные и водные фильтры, провода и оборудование, пустая тара и просто спецодежда, отслужившая свой срок и больше не имеющая ценности. МАГАТЭ (Международное агентство по атомной энергии) разделяет радиоактивные отходы (РАО) на жидкие и твердые, нескольких категорий, начиная от очень низкоактивных и заканчивая высокоактивными. И для каждой приняты свои требования к обращению.



Классификация РАО
Класс 1 Класс 2 Класс 3 Класс 4 Класс 5 Класс 6
Твердые Жидкие

• материалы

• оборудование

• изделия

• отвержденные ЖРО

• ВАО с высоким тепловыделением

• материалы

• оборудование

• изделия

• грунт

• отвержденные ЖРО

• ОИИИ 1-й и 2-й категорий

• ВАО с низким тепловыделением

• САО долгоживущие

• материалы

• оборудование

• изделия

• отвержденные ЖРО

• ОИИИ 3-й категории

• САО короткоживущие

• НАО долгоживущие

• материалы

• оборудование

• изделия

• биологические объекты

• грунт

• отвержденные ЖРО

• ОИИИ 4-й и 5-й категории

• НАО короткоживущие

• ОНАО долгоживущие

• органические и неорганические жидкости

• пульпы

• шламы

• САО короткоживущие

• НАО долгоживущие

РАО, образующиеся при добыче и переработке урановых руд, минерального и органического сырья с повышенным содержанием природных радионуклидов

Финальная изоляция в пунктах глубинного захоронения с предварительной выдержкой

Финальная изоляция в пунктах глубинного захоронения с предварительной выдержкой

Финальная изоляция в пунктах глубинного захоронения на глубине до 100 м

Финальная изоляция в пунктах приповерхностного захоронения на уровне земли

Финальная изоляция в существующих пунктах глубинного захоронения

Финальная изоляция в пунктах приповерхностного захоронения

Холодно: переработка

Самые большие экологические ошибки, связанные с атомной промышленностью, были сделаны в первые годы существования отрасли. Еще не представляя всех последствий, сверхдержавы середины ХХ века спешили опередить конкурентов, полнее овладеть силой атома и обращению с отходами не уделяли особого внимания. Однако результаты такой политики стали очевидны довольно скоро, и уже в 1957 году в СССР приняли постановление «О мероприятиях по обеспечению безопасности при работах с радиоактивными веществами», а год спустя открылись первые предприятия по их переработке и хранению.


Часть из предприятий действует до сих пор, уже в структурах Росатома, и одно сохраняет свое старое «серийное» название — «Радон». Полтора десятка предприятий передано в управление специализированной компании РосРАО. Вместе с ПО «Маяк», Горно-химическим комбинатом и другими предприятиями Росатома они лицензированы для обращения с радиоактивными отходами разных категорий. Впрочем, к их услугам прибегают не только атомщики: радиоактивные вещества применяются для самых разных задач, от лечения рака и биохимических исследований до производства радиоизотопных термоэлектрических генераторов (РИТЭГов). И все они, отработав свое, превращаются в отходы.

Классификация рао

Большинство из них низкоактивны — и конечно, со временем, по мере распада короткоживущих изотопов становятся все безопаснее. Такие отходы обычно отправляются на подготовленные полигоны для хранения на протяжении десятков или сотен лет. Предварительно их перерабатывают: то, что может гореть, сжигают в печах, очищая дым сложной системой фильтров.


лу, порошки и другие рыхлые компоненты цементируют или заливают расплавленным боросиликатным стеклом. Жидкие отходы умеренных объемов фильтруют и концентрируют упариванием, извлекая из них радионуклиды сорбентами. Твердые сминают в прессах. Все помещают в 100- или 200-литровые бочки и снова прессуют, помещают в контейнеры и еще раз цементируют. «Здесь все очень строго, — рассказал нам заместитель генерального директора РусРАО Сергей Николаевич Брыкин. — В обращении с РАО запрещено все, что не разрешено лицензиями».

Для перевозки и хранения РАО используются специальные контейнеры: в зависимости от активности и вида излучения они могут быть железобетонные, стальные, свинцовые или даже из обогащенного бором полиэтилена. Обработку и упаковку стараются производить на месте с помощью мобильных комплексов, чтобы снизить трудности и риски транспортировки, частично с помощью роботизированной техники. Маршруты перевозки заранее продумывают и согласовывают. Каждый контейнер имеет собственный идентификатор, и судьба их прослеживается до самого конца.

Классификация рао Центр кондиционирования и хранения РАО в губе Андреева на берегу Баренцева моря работает на месте бывшей технической базы Северного флота.

Теплее: хранение


РИТЭГи, о которых мы вспоминали выше, сегодня на Земле почти не применяются. Некогда они обеспечивали питанием автоматические пункты мониторинга и навигации в далеких и труднодоступных точках. Однако многочисленные инциденты с утечками радиоактивных изотопов в окружающую среду и банальным воровством цветмета заставили отказаться от их использования где-либо помимо космических аппаратов. В СССР успели произвести и собрать больше тысячи РИТЭГов, которые демонтированы и продолжают утилизироваться.

Еще большую проблему представляет наследие холодной войны: за десятилетия одних только атомных подлодок было построено почти 270, а сегодня в строю остается менее полусотни, остальные утилизированы или ожидают этой сложной и дорогой процедуры. При этом выгружают отработавшее топливо, а реакторный отсек и два соседних вырезают. С них демонтируют оборудование, дополнительно герметизируют и оставляют храниться на плаву. Так делалось годами, и к началу 2000-х в российском Заполярье и на Дальнем Востоке ржавело около 180 радиоактивных «поплавков». Проблема стояла так остро, что обсуждалась на встрече лидеров стран «Большой восьмерки», которые договорились о международном сотрудничестве в уборке побережья.

«Итарус» «Итарус» Док-понтон для выполнения операций с блоками реакторных отсеков (85 х 31,2 х 29 м). Грузоподъемность: 3500 т; осадка при буксировке: 7,7 м; скорость при буксировке: до 6 узлов (11 км/ч); срок службы: не менее 50 лет. Строитель: Fincantieri. Оператор: Росатом. Место: Сайда Губа в Кольском заливе, рассчитанная на хранение 120 реакторных отсеков.


Сегодня блоки поднимают из воды и очищают, реакторные отсеки вырезают, на них наносят антикоррозийное покрытие. Обработанные упаковки устанавливаются для длительного безопасного хранения на подготовленных бетонированных площадках. На недавно заработавшем комплексе в Сайда Губе в Мурманской области для этого даже снесли сопку, скальное основание которой дало надежную опору для хранилища, рассчитанного на 120 отсеков. Выстроенные в ряд, густо покрашенные реакторы напоминают аккуратную заводскую площадку или склад промышленного оборудования, за которым следит внимательный хозяин.

Такой результат ликвидации опасных радиационных объектов на языке атомщиков называется «коричневой лужайкой» и считается совершенно безопасным, хотя и не очень эстетичным на вид. Идеальная же цель их манипуляций — «зеленая лужайка», наподобие той, которая раскинулась над уже знакомым нам французским хранилищем CSA (Centre de stockage de l’Aube). Водонепроницаемое покрытие и толстый слой специально подобранного дерна превращают крышу заглубленного бункера в поляну, на которой так и хочется прилечь, тем более что это разрешено. Только самым опасным РАО уготована не «лужайка», а мрачная тьма окончательного захоронения.

Классификация рао

Горячо: захоронение


Высокоактивные РАО, в том числе отходы переработки ОЯТ, нуждаются в надежной изоляции на десятки и сотни тысяч лет. Отправка отходов в космос слишком дорога, опасна авариями при старте, захоронения в океане или в разломах земной коры чреваты непредсказуемыми последствиями. Первые годы или десятилетия их еще можно выдерживать в бассейнах «мокрых» наземных хранилищ, но затем с ними придется что-то делать. Например, перенести в более безопасное и долговременное сухое — и гарантировать его надежность на сотни и тысячи лет.

«Основная проблема сухих хранилищ — это теплообмен, — объясняет Сергей Брыкин. — Если нет водной среды, высокоактивные отходы нагреваются, что требует специальных инженерных решений». В России такое централизованное наземное хранилище с продуманной системой пассивного воздушного охлаждения работает на Горно-химическом комбинате под Красноярском. Но и это лишь полумера: по‑настоящему надежный могильник должен быть подземным. Тогда защиту ему обеспечат не только инженерные системы, но и геологические условия, сотни метров неподвижной и желательно водонепроницаемой скальной или глинистой породы.


Такое подземное сухое хранилище с 2015 года используется и параллельно продолжает строиться в Финляндии. В Онкало высокоактивные РАО и ОЯТ будут заперты в гранитной скале на глубине порядка 440 м, в медных пеналах, дополнительно изолированных бентонитовой глиной, и сроком не менее 100 тыс. лет. В 2017-м шведские энергетики из SKB объявили о том, что возьмут на вооружение этот метод и возведут собственное «вечное» хранилище под Форсмарком. В США продолжаются дебаты вокруг строительства в пустыне Невады репозитория Юкка-Маунтин, которое уйдет на сотни метров в вулканический горный хребет. Всеобщее увлечение подземными хранилищами можно рассмотреть и с другой стороны: такое надежное и защищенное захоронение может стать хорошим бизнесом.

«Черный квадрат XVII» «Черный квадрат XVII» Тарин Саймон, 2015−3015 годы. Стекло, радиоактивные отходы. Остекловывание радиоактивных отходов запечатывает их внутри твердого инертного вещества на тысячелетия.


ериканская художница Тарин Саймон использовала эту технологию в работе, посвященной столетию «Черного квадрата» Малевича. Черный стеклянный куб с остеклованными РАО был создан в 2015 году для московского музея «Гараж» и с тех пор хранится на территории завода «Радон» в Сергиевом Посаде. В музей он попадет примерно через тысячу лет, когда станет окончательно безопасен для публики.

От Сибири до Австралии

Во-первых, в будущем технологии могут потребовать новых редких изотопов, которых немало в ОЯТ. Могут появиться и методы их безопасного дешевого извлечения. Во‑вторых, за захоронение высокоактивных отходов многие страны готовы платить уже сейчас. России же вовсе некуда деваться: высокоразвитой атомной отрасли необходим современный «вечный» могильник для таких опасных РАО. Поэтому в середине 2020-х недалеко от Горно-химического комбината должна заработать подземная научно-исследовательская лаборатория.

В гнейсовую, плохо проницаемую для радионуклидов породу уйдут три вертикальные шахты, и на глубине 500 м будет оборудована лаборатория, куда поместят пеналы с электронагревающимися имитаторами упаковок РАО. В будущем спрессованные средне- и высокоактивные отходы, помещенные в специальные упаковки и стальные пеналы, будут укладываться в контейнеры и цементироваться смесью на основе бентонита. Пока же здесь запланировано порядка полутора сотен экспериментов, и лишь после 15−20 лет испытаний и обоснования безопасности лабораторию преобразуют в многолетнее сухое хранилище РАО первого и второго классов — в малонаселенной части Сибири.

Населенность страны — важный аспект всех таких проектов. Люди редко приветствуют создание захоронений РАО в нескольких километрах от собственного дома, и в густонаселенной Европе или Азии непросто найти место для стройки. Поэтому ими активно стараются заинтересовать такие малонаселенные страны, как Россия или Финляндия. С недавних пор к ним присоединилась и Австралия с ее богатыми урановыми рудниками. По словам Сергея Брыкина, страна выдвинула предложение по возведению на ее территории международного могильника под эгидой МАГАТЭ. Власти рассчитывают, что это принесет дополнительные деньги и новые технологии. Но тогда России стать всемирной радиоактивной свалкой точно не грозит.

Источник: www.PopMech.ru

Источники появления отходов

Радиоактивные отходы образуются в различных формах с весьма разными физическими и химическими характеристиками, такими, как концентрации и периоды полураспада составляющих их радионуклидов. Эти отходы могут образовываться:

  • в газообразной форме, как, например, вентиляционные выбросы установок, где обрабатываются радиоактивные материалы;
  • в жидкой форме, начиная от растворов сцинтилляционных счётчиков из исследовательских установок до жидких высокоактивных отходов, образующихся при переработке отработавшего топлива;
  • в твёрдой форме (загрязнённые расходные материалы, стеклянная посуда из больниц, медицинских исследовательских установок и радиофармацевтических лабораторий, остеклованные отходы от переработки топлива или отработавшего топлива от АЭС, когда оно считается отходами).

Примеры источников появления радиоактивных отходов в человеческой деятельности:

  • ПИР (природные источники радиации). Существуют вещества, обладающие природной радиоактивностью, известные как природные источники радиации (ПИР). Бо́льшая часть этих веществ содержит долгоживущие нуклиды, такие как калий-40, рубидий-87 (являются бета-излучателями), а также уран-238, торий-232 (испускают альфа-частицы) и их продукты распада.[2].

Работа с такими веществами регламентируются санитарными правилами, выпущенными Санэпиднадзором.[3]

  • Уголь. Уголь содержит небольшое число радионуклидов, таких как уран или торий, однако содержание этих элементов в угле меньше их средней концентрации в земной коре.

Их концентрация возрастает в зольной пыли, поскольку они практически не горят.[4]

Однако радиоактивность золы также очень мала, она примерно равна радиоактивности чёрного глинистого сланца и меньше, чем у фосфатных пород, но представляет известную опасность, так как некоторое количество зольной пыли остаётся в атмосфере и вдыхается человеком. При этом совокупный объём выбросов достаточно велик и составляет эквивалент 1000 тонн урана в России и 40000 тонн во всём мире.[4]

  • Нефть и газ. Побочные продукты нефтяной и газовой промышленности часто содержат радий и продукты его распада[источник не указан 846 дней]. Сульфатные отложения в нефтяных скважинах могут быть очень богаты радием; вода, нефть и газ в скважинах часто содержат радон[источник не указан 846 дней]. При распаде радон образует твёрдые радиоизотопы, образующие осадок внутри трубопроводов. На нефтеперерабатывающих заводах участок производства пропана обычно является одной из самых радиоактивных зон, так как радон и пропан обладают одинаковой температурой кипения[источник не указан 846 дней].
  • Обогащение полезных ископаемых. Отходы, полученные при обогащении полезных ископаемых, могут обладать природной радиоактивностью[источник не указан 846 дней].
  • Медицинские РАО. В радиоактивных медицинских отходах преобладают источники бета- и гамма-лучей[источник не указан 835 дней]. Эти отходы разделены на два основных класса. В диагностической ядерной медицине используются короткоживущие гамма-излучатели, такие как технеций-99m (99Tcm). Большая часть этих веществ распадается в течение короткого времени, после чего может быть утилизирована как обычный мусор[источник не указан 835 дней]. Примеры других изотопов, используемых в медицине (в круглых скобках указан период полураспада): Иттрий-90, используется при лечении лимфом(2,7 дня); Иод-131, диагностика щитовидной железы, лечение рака щитовидной железы (8 дней); Стронций-89, лечение рака костей, внутривенные инъекции (52 дня); Иридий-192, брахитерапия (74 дня); Кобальт-60, брахитерапия, внешняя лучевая терапия (5,3 года); Цезий-137, брахитерапия, внешняя лучевая терапия (30 лет).
  • Промышленные РАО. Промышленные РАО могут содержать источники альфа-, бета-, нейтронного или гамма-излучения[источник не указан 846 дней]. Альфа-источинки могут применять в типографии (для снятия статического заряда); гамма-излучатели используются в радиографии; источники нейтронного излучения применяются в различных отраслях, например, при радиометрии нефтяных скважин. Пример применения бета-источников: радиоизотопные термоэлектрические генераторы для автономных маяков и иных установок в труднодоступной для человека местности (например, в горах).

Классификация

Условно радиоактивные отходы делятся на:

  • низкоактивные (делятся на четыре класса: A, B, C и GTCC (самый опасный);
  • среднеактивные (законодательство США не выделяет этот тип РАО в отдельный класс, термин в основном используется в странах Европы);
  • высокоактивные.

Законодательство США выделяет также трансурановые РАО. К этому классу относятся отходы, загрязненные альфа-излучающими трансурановыми радионуклидами, с периодами полураспада более 20 лет и концентрацией большей 100 нКи/г, вне зависимости от их формы или происхождения, исключая высокоактивные РАО[5]. В связи с долгим периодом распада трансурановых отходов их захоронение проходит тщательнее, чем захоронение малоактивных и среднеактивных отходов. Также особое внимание этому классу отходов выделяется потому, что все трансурановые элементы являются искусственными и поведение в окружающей среде и в организме человека некоторых из них уникально.

Ниже приведена классификация жидких и твёрдых радиоактивных отходов в соответствии с «Основными санитарными правилами обеспечения радиационной безопасности» (ОСПОРБ 99/2010).

Удельная (объёмная) активность, Бк/кг (Бк/л)
Категория отходов Бета-, гамма излучающие нуклиды Альфаизлучающие нуклиды

(исключая трансурановые)

Трансурановые радионуклиды
Низкоактивные Менее 106 Менее 105 Менее 104
Среднеактивные От 106 до 1010 От 105 до 1010 От 104 до 108
Высокоактивные Более 1010 Более 109 Более 108

Одним из критериев такой классификации является тепловыделение. У низкоактивных РАО тепловыделение чрезвычайно мало. У среднеактивных оно существенно, но активный отвод тепла не требуется. У высокоактивных РАО тепловыделение настолько велико, что они требуют активного охлаждения.

Обращение с радиоактивными отходами

Изначально считалось, что достаточной мерой является рассеяние радиоактивных изотопов в окружающей среде, по аналогии с отходами производства в других отраслях промышленности. На предприятии «Маяк» в первые годы работы все радиоактивные отходы сбрасывались в близлежащие водоёмы. Вследствие чего загрязнёнными оказались теченский каскад водоёмов и сама река Теча.

Позже выяснилось, что за счёт естественных природных и биологических процессов радиоактивные изотопы концентрируются в тех или иных подсистемах биосферы (в основном в животных, в их органах и тканях), что повышает риски облучения населения (за счёт перемещения больших концентраций радиоактивных элементов и возможного их попадания с пищей в организм человека). Поэтому отношение к радиоактивным отходам было изменено.

На данный момент МАГАТЭ сформулирован ряд принципов, нацеленных на такое обращение с радиоактивными отходами, которое обеспечит защиту здоровья человека и охрану окружающей среды сейчас и в будущем, не налагая чрезмерного бремени на будущие поколения[6]:

1) Защита здоровья человека. Обращение с радиоактивными отходами осуществляется таким образом, чтобы обеспечить приемлемый уровень защиты здоровья человека.

2) Охрана окружающей среды. Обращение с радиоактивными отходами осуществляется таким образом, чтобы обеспечить приемлемый уровень охраны окружающей среды.

3) Защита за пределами национальных границ. Обращение с радиоактивными отходами осуществляется таким образом, чтобы учитывались возможные последствия для здоровья человека и окружающей среды за пределами национальных границ.

4) Защита будущих поколений. Обращение с радиоактивными отходами осуществляется таким образом, чтобы предсказуемые последствия для здоровья будущих поколений не превышали соответствующие уровни последствий, которые приемлемы в наши дни.

5) Бремя для будущих поколений. Обращение с радиоактивными отходами осуществляется таким образом, чтобы не налагать чрезмерного бремени на будущие поколения.

6) Национальная правовая структура. Обращение с радиоактивными отходами осуществляется в рамках соответствующей национальной правовой структуры, предусматривающей чёткое распределение обязанностей и обеспечение независимых регулирующих функций.

7) Контроль за образованием радиоактивных отходов. Образование радиоактивных отходов удерживается на минимальном практически осуществимом уровне.

8) Взаимозависимости образования радиоактивных отходов и обращения с ними. Надлежащим образом учитываются взаимозависимости между всеми стадиями образования радиоактивных отходов и обращения с ними.

9) Безопасность установок. Безопасность установок для обращения с радиоактивными отходами надлежащим образом обеспечивается на протяжении всего срока их службы.

Основные стадии обращения с радиоактивными отходами

  • При хранении радиоактивных отходов их следует содержать таким образом, чтобы:
    • обеспечивались их изоляция, охрана и мониторинг окружающей среды;
    • по возможности облегчались действия на последующих этапах (если они предусмотрены).

В некоторых случаях хранение может осуществляться главным образом по техническим соображениям, например, хранение радиоактивных отходов, содержащих в основном короткоживущие радионуклиды, в целях их распада и последующего сброса в санкционированных пределах, или хранение радиоактивных отходов высокого уровня активности до их захоронения в геологических формациях в целях уменьшения тепловыделения.

  • Предварительная обработка отходов является первоначальной стадией обращения с отходами. Она включает сбор, регулирование химического состава и дезактивацию и к ней может относиться период промежуточного хранения. Эта стадия очень важна, так как во многих случаях в ходе предварительной обработки представляется наилучшая возможность для разделения потоков отходов.
  • Обработка радиоактивных отходов включает операции, цель которых состоит в повышении безопасности или экономичности посредством изменения характеристик радиоактивных отходов. Основные концепции обработки: уменьшение объёма, удаление радионуклидов и изменение состава. Примеры:
    • сжигание горючих отходов или уплотнение сухих твёрдых отходов;
    • выпаривание, фильтрация или ионный обмен потоков жидких отходов;
    • осаждение или флокуляция химических веществ.
  • Кондиционирование радиоактивных отходов состоит из таких операций, в процессе которых радиоактивным отходам придают форму, приемлемую для перемещения, перевозки, хранения и захоронения. Эти операции могут включать иммобилизацию радиоактивных отходов, помещение отходов в контейнеры и обеспечение дополнительной упаковки. Общепринятые методы иммобилизации включают отверждение жидких радиоактивных отходов низкого и среднего уровней активности путём их включения в цемент (цементирование) или битум (битумирование), а также остекловывание жидких радиоактивных отходов. Иммобилизованные отходы в свою очередь в зависимости от характера и их концентрации могут упаковываться в различные контейнеры, начиная от обычных 200-литровых стальных бочек до имеющих сложную конструкцию контейнеров с толстыми стенками. В многих случаях обработка и кондиционирование проводятся в тесной связи друг с другом.
  • Захоронение главным образом состоит в том, что радиоактивные отходы помещаются в установку для захоронения при соответствующем обеспечении безопасности без намерения их изъятия и без обеспечения долгосрочного наблюдения за хранилищем и технического обслуживания. Безопасность в основном достигается посредством концентрации и удержания, что предусматривает изоляцию надлежащим образом концентрированных радиоактивных отходов в установке для захоронения.

Технологии

Обращение со среднеактивными РАО

Обычно в ядерной индустрии среднеактивные РАО подвергаются ионному обмену или другим методам, целью которых является концентрация радиоактивности в малом объёме. После обработки уже гораздо менее радиоактивное тело полностью обезвреживают. Существует возможность использовать гидроксид железа в качестве флокулянта для удаления радиоактивных металлов из водных растворов. После абсорбции радиоизотопов гидроксидом железа полученный осадок помещают в металлический барабан, где он перемешивается с цементом, образуя твердую смесь. Для большей стабильности и долговечности бетон изготовляют из зольной пыли или печного шлака и портландцемента (в отличие от обычного бетона, который состоит из портландцемента, гравия и песка).

Обращение с высокоактивными РАО

Хранение

Для временного хранения высокоактивных РАО предназначены резервуары для хранения отработанного ядерного топлива и хранилища с сухотарными бочками, позволяющие распасться короткоживущим изотопам перед дальнейшей переработкой.

Витрификация

Долговременное хранение РАО требует консервации отходов в форме, которая не будет вступать в реакции и разрушаться на протяжении долгого времени. Одним из способов достижения подобного состояния является витрификация (или остеклование). В настоящее время в Селлафилде (Великобритания) высокоактивные РАО (очищенные продукты первой стадии пурекс-процесса) смешивают с сахаром и затем кальцинируют. Кальцинирование подразумевает прохождение отходов через нагретую вращающуюся трубу и ставит целью испарение воды и деазотирование продуктов деления, чтобы повысить стабильность получаемой стекловидной массы.

В полученное вещество, находящееся в индукционной печи, постоянно добавляют измельченное стекло. В результате получается новая субстанция, в которой при затвердении отходы связываются со стеклянной матрицей. Это вещество в расплавленном состоянии вливается в цилиндры из легированной стали. Охлаждаясь, жидкость затвердевает, превращаясь в стекло, которое является крайне устойчивым к воздействию воды. По данным международного технологического общества, потребуется около миллиона лет, чтобы 10 % такого стекла растворилось в воде[источник не указан 835 дней].

После заполнения цилиндр заваривают, затем моют. После обследования на предмет внешнего загрязнения стальные цилиндры отправляют в подземные хранилища. Такое состояние отходов остаётся неизменным в течение многих тысяч лет.

Стекло внутри цилиндра имеет гладкую чёрную поверхность. В Великобритании вся работа проделывается с использованием камер для работы с высокоактивными веществами. Сахар добавляется для предотвращения образования летучего вещества RuO4, содержащего радиоактивный рутений. На Западе к отходам добавляют боросиликатное стекло, идентичное по составу пирексу; в странах бывшего СССР обычно применяют фосфатное стекло. Количество продуктов деления в стекле должно быть ограничено, так как некоторые элементы (палладий, металлы платиновой группы и теллур) стремятся образовать металлические фазы отдельно от стекла. Один из заводов по витрификации находится в Германии, там перерабатываются отходы деятельности небольшой демонстрационной перерабатывающей фабрики, прекратившей своё существование.

В 1997 году в 20 странах, обладающих большей частью мирового ядерного потенциала, запасы отработанного топлива в хранилищах внутри реакторов составляли 148 тыс. тонн, 59 % из которых были утилизированы[источник не указан 835 дней]. Во внешних хранилищах находилось 78 тыс. тонн отходов, из которых утилизировано 44 %[источник не указан 835 дней]. С учетом темпов утилизации (около 12 тыс. тонн ежегодно), до окончательного устранения отходов ещё достаточно далеко.

В 1989 и 1992 годах Франция ввела в строй коммерческие заводы по витрификации высокоактивных РАО, оставшихся от переработки оксидного топлива, несмотря на наличие аналогичных заводов во многих других странах, особенно в Великобритании и Бельгии. Пропускная способность западноевропейских заводов составляет порядка 1000 тонн в год, некоторые из них работают уже 18 лет.

Синрок

Более сложным методом нейтрализации высокоактивных РАО является использование материалов типа СИНРОК (synthetic rock — синтетическая порода). СИНРОК был разработан профессором Тедом Рингвудом в Австралийском национальном университете. Изначально СИНРОК разрабатывался для утилизации военных высокоактивных РАО США, но в будущем возможно его использование для гражданских нужд. СИНРОК состоит из таких минералов, как пирохлор и криптомелан. Первоначальный вариант СИНРОК (СИНРОК С) был разработан для жидких РАО (рафинатов пурекс-процесса) — отходов деятельности реакторов на легкой воде. Главными составляющими этого вещества являются голландит (BaAl2Ti6O16), цирконолит (CaZrTi2O7) и перовскит (CaTiO3). Цирконолит и перовскит связывают актиноиды, перовскит нейтрализует стронций и барий, голландит — цезий.[источник не указан 835 дней]

Геологическое захоронение

Поиски подходящих мест для глубокого окончательного захоронения отходов в настоящее время ведутся в нескольких странах; ожидается, что первые подобные хранилища вступят в эксплуатацию после 2010 года. Международная исследовательская лаборатория в швейцарском Гримзеле занимается вопросами, посвящёнными захоронению РАО. Швеция говорит о своих планах по прямому захоронению использованного топлива с использованием технологии KBS-3, после того, как шведский парламент счёл её достаточно безопасной. В Германии в настоящее время ведутся дискуссии о поисках места для постоянного хранения РАО, активные протесты заявляют жители деревни Горлебен региона Вендланд. Это место вплоть до 1990 года казалось идеальным для захоронения РАО благодаря своей близости к границам бывшей Германской демократической республики. Сейчас РАО находятся в Горлебене на временном хранении, решение о месте их окончательного захоронения пока не принято. Власти США выбрали местом захоронения Юкка-Маунтин, штат Невада, однако данный проект встретил сильное противодействие и стал темой жарких дискуссий. Существует проект создания международного хранилища высокоактивных РАО, в качестве возможных мест захоронения предлагаются Австралия и Россия. Однако власти Австралии выступают против подобного предложения.

Существуют проекты захоронения РАО в океанах, среди которых — захоронение под абиссальной зоной морского дна, захоронение в зоне субдукции, в результате чего отходы будут медленно опускаться к земной мантии, а также захоронение под природным или искусственным островом[источник не указан 835 дней]. Данные проекты имеют очевидные достоинства и позволят решить на международном уровне неприятную проблему захоронения РАО, но, несмотря на это, в настоящее время они заморожены из-за запрещающих положений морского права. Другая причина состоит в том, что в Европе и Северной Америке всерьёз опасаются утечки из подобного хранилища, что приведет к экологической катастрофе. Реальная возможность подобной опасности не доказана; тем не менее, запреты были усилены после сброса РАО с кораблей. Однако, в будущем о создании океанских хранилищ РАО всерьёз способны задуматься страны, которые не смогут найти других решений данной проблемы.

В 1990-х годах было разработано и запатентовано несколько вариантов конвейерного захоронения в недра радиоактивных отходов. Технология предполагалась следующая: пробуривается стартовая скважина большого диаметра глубиной до 1 км, внутрь опускается капсула, загруженная концентратом радиоактивных отходов весом до 10 т, капсула должна саморазогреваться и в форме «огненного шара» проплавлять земную породу. После заглубления первого «огненного шара» в ту же скважину должна опускаться вторая капсула, затем третья и т. д., создавая некий конвейер.[источник не указан 229 дней]

Более реальным[источник не указан 835 дней] выглядит проект под названием «Remix & Return» (Перемешивание и возврат), суть которого состоит в том, что высокоактивные РАО, смешанные с отходами из урановых рудников и обогатительных фабрик до первоначального уровня радиоактивности урановой руды, будут затем помещены в пустые урановые рудники. Достоинства данного проекта: исчезновение проблемы высокоактивных РАО, возврат вещества на место, предназначенное ему природой, обеспечение работой горняков, и обеспечение цикла удаления и обезвреживания для всех радиоактивных материалов.

Трансмутация

Существуют разработки реакторов, потребляющих в качестве топлива РАО, превращая их в менее вредные отходы, в частности, интегральный ядерный реактор на быстрых нейтронах, не производящий трансурановых отходов, а, по сути, потребляющий их. Проект был заморожен правительством США на стадии крупномасштабных испытаний. Другим предложением, более безопасным, но требующим дополнительных исследований, является переработка подкритическими реакторами трансурановых РАО.

Существуют также теоретические исследования, посвящённые использованию термоядерных реакторов в качестве «актиноидных печей». В таком комбинированном реакторе быстрые нейтроны термоядерной реакции делят тяжелые элементы (с выработкой энергии) или поглощаются долгоживущими изотопами с образованием короткоживущих. В результате исследований, недавно проведённых Массачусетским технологическим институтом, было обнаружено, что всего 2-3 термоядерных реактора, схожих по параметрам с международным экспериментальным термоядерным реактором ИТЭР, способны преобразовывать количество актиноидов, вырабатываемое всеми ядерными реакторами на легкой воде. Кроме этого, каждый термоядерный реактор будет вырабатывать порядка 1 гигаватт энергии.[источник не указан 835 дней]

Повторное использование РАО

Ещё одним применением изотопам, содержащимся в РАО, является их повторное использование. Уже сейчас цезий-137, стронций-90, технеций-99 и некоторые другие изотопы используются для облучения пищевых продуктов и обеспечивают работу радиоизотопных термоэлектрических генераторов.

Удаление РАО в космос

Отправка РАО в космос является заманчивой идеей, поскольку РАО навсегда удаляются из окружающей среды. Однако у подобных проектов есть значительные недостатки, один из самых важных — возможность аварии ракеты-носителя. Кроме того, значительное число запусков и большая их стоимость делает это предложение непрактичным. Дело также усложняется тем, что до сих пор не достигнуты международные соглашения по поводу данной проблемы.

Ядерный топливный цикл

Начало цикла

Отходы начального периода ядерного топливного цикла — обычно полученная в результате извлечения урана пустая порода, испускающая альфа-частицы. Она обычно содержит радий и продукты его распада.

Радиоактивность диоксида урана (UO2), получаемого при добыче урана, всего в тысячу раз превышает радиоактивность гранита, используемого в строительстве[источник не указан 846 дней]. Его получают из желтого кека (U3O8), затем перерабатывают в газообразный гексафторид урана (UF6). Газ проходит стадию обогащения, в результате содержание урана-235 (235U) повышается с 0,7 % до 3,5 % (низкообогащенный уран). Затем он превращается в твёрдый оксид урана (UO2), используемый в качестве топливных элементов ядерных реакторов.

Главный побочный продукт обогащения — обеднённый уран, состоящий главным образом из урана-238, с содержанием урана-235 менее 0,3 %[источник не указан 846 дней]. Он находится на хранении в форме UF6 (отвальный гексафторид урана) и может быть также переведен в форму U3O8. В небольших количествах обедненный уран находит применение в областях, где ценится его крайне высокая плотность, например при изготовлении килей яхт и противотанковых снарядов. Между тем, в России и за рубежом накопилось несколько миллионов тонн отвального гексафторида урана[источник не указан 835 дней], планов по дальнейшему использованию которого в обозримой перспективе нет. Отвальный гексафторид урана может использоваться (вместе с повторно используемым плутонием) для создания смешанного оксидного ядерного топлива (которое может иметь спрос при условии строительства в стране в значительных количествах реакторов на быстрых нейтронах) и для разбавления высокообогащенного урана, входящего ранее в состав ядерного оружия. Это разбавление, называемое также обеднением, означает[источник не указан 835 дней], что любая страна или группировка, получившая в своё распоряжение ядерное топливо, должна будет повторить очень дорогой и сложный процесс обогащения, прежде чем сможет создать оружие.

Окончание цикла

Вещества, в которых подошёл к концу ядерный топливный цикл (в основном это отработавшие топливные стержни), содержат продукты деления, испускающие бета- и гамма-лучи. Они также могут содержать актиноиды, испускающие альфа-частицы, к которым относятся уран-234 (234U), нептуний-237 (237Np), плутоний-238 (238Pu) и америций-241 (241Am), а иногда даже источники нейтронов, такие как калифорний-252 (252Cf)[источник не указан 835 дней]. Эти изотопы образуются в ядерных реакторах.

Важно различать обработку урана с целью получения топлива и переработку использованного урана. Использованное горючее содержит высокорадиоактивные продукты деления. Многие из них являются поглотителями нейтронов, получив, таким образом, название «нейтронных ядов». В конечном итоге их количество возрастает до такой степени, что, улавливая нейтроны, они останавливают цепную реакцию даже при полном удалении стержней-поглотителей нейтронов.

Достигшее этого состояния топливо необходимо заменить свежим, несмотря на по-прежнему достаточное количество урана-235 и плутония. В настоящее время в США использованное топливо отправляется на хранение. В других странах (в частности, в России, Великобритании, Франции и Японии), это топливо перерабатывается с целью удаления продуктов деления, затем после дообогащения возможно его повторное использование.[источник не указан 835 дней] В России такое топливо называется регенерированным. Процесс переработки включает работу с высокорадиоактивными веществами, а удалённые из топлива продукты деления — это концентрированная форма высокоактивных РАО, так же, как используемые в переработке химикаты.

Для замыкания ядерного топливного цикла предполагается использовать реакторы на быстрых нейтронах, который позволяет перерабатывать топливо, являющееся отходами работы реакторов на тепловых нейтронах.

К вопросу о распространении ядерного оружия

При работе с ураном и плутонием часто рассматривается возможность их использования при создании ядерного оружия. Активные ядерные реакторы и запасы ядерного оружия тщательно охраняются. Однако, высокоактивные РАО из ядерных реакторов могут содержать плутоний. Он идентичен плутонию, используемому в реакторах, и состоит из 239Pu (идеально подходящего для создания ядерного оружия) и 240Pu (нежелательный компонент, крайне радиоактивен); эти два изотопа очень тяжело разделить. Более того, высокоактивные РАО из реакторов полны высокорадиоактивных продуктов деления; впрочем, их большая часть — короткоживущие изотопы. Это означает, что возможно захоронение отходов, и через много лет продукты деления распадутся, уменьшив радиоактивность отходов и облегчив работу с плутонием. Более того, нежелательный изотоп 240Pu распадается быстрее, чем 239Pu, таким образом, качество сырья для создания оружия со временем растет (несмотря на уменьшение количества). Это вызывает споры о том, что с течением времени хранилища отходов могут превратиться в своеобразные «рудники плутония», из которых относительно легко можно будет добыть сырье для оружия[источник не указан 835 дней]. Против этих предположений говорит тот факт, что период полураспада 240Pu составляет 6560 лет, а период полураспада 239Pu — 24110 лет, таким образом, сравнительное обогащение одного изотопа относительно другого произойдет только через 9000 лет (это означает, что в течение этого времени доля 240Pu в веществе, состоящем из нескольких изотопов, самостоятельно уменьшится вдвое — типичное превращение реакторного плутония в оружейный плутоний)[источник не указан 835 дней]. Следовательно, «рудники оружейного плутония» если и станут проблемой, то только в очень отдаленном будущем.

Одно из решений этой проблемы — повторно использовать переработанный плутоний в качестве топлива, например, в быстрых ядерных реакторах. Однако само существование фабрик по регенерации ядерного топлива, необходимой для отделения плутония от других элементов, создает возможность для распространения ядерного оружия. В пирометаллургических быстрых реакторах получаемые отходы имеют актиноидную структуру, что не позволяет использовать их для создания оружия.

Переработка ядерного оружия

Отходы от переработки ядерного оружия (в отличие от его изготовления, которое требует первичного сырья из реакторного топлива), не содержат источников бета- и гамма-лучей, за исключением трития и америция[источник не указан 846 дней]. В них содержится гораздо большее число актиноидов, испускающих альфа-лучи, таких как плутоний-239, подвергающийся ядерной реакции в бомбах, а также некоторые вещества с большой удельной радиоактивностью, такие как плутоний-238 или полоний.

В прошлом в качестве ядерного заряда в бомбах предлагались бериллий и высокоактивные альфа-излучатели, такие как полоний. Сейчас альтернативой полонию является плутоний-238. По причинам государственной безопасности, подробные конструкции современных бомб не освещаются в литературе, доступной широкому кругу читателей.

Некоторые модели также содержат радиоизотопные источники энергии (РИТЭГ), в которых в качестве долговечного источника электрической мощности для работы электроники бомбы используется плутоний-238[источник не указан 846 дней].

Возможно, что расщепляющееся вещество старой бомбы, подлежащее замене, будет содержать продукты распада изотопов плутония. К ним относятся альфа-излучающий нептуний-236, образовавшийся из включений плутония-240, а также некоторое количество урана-235, полученного из плутония-239. Количество этих отходов радиоактивного распада ядра бомбы будет очень мало, и в любом случае они гораздо менее опасны (даже в переводе на радиоактивность как таковую), чем сам плутоний-239.

В результате бета-распада плутония-241 образуется америций-241, увеличение количества америция — большая проблема, чем распад плутония-239 и плутония-240, так как америций является гамма-излучателем (возрастает его внешнее воздействие на рабочих) и альфа-излучателем, способным вызвать выделение тепла. Плутоний может быть отделен от америция различными путями, среди которых — пирометрическая обработка и извлечение при помощи водного/органического растворителя. Видоизмененная технология извлечения плутония из облучённого урана (PUREX) — также один из возможных методов разделения.

В массовой культуре

В художественной литературе и фильмах РАО обычно рассматриваются в качестве источника сверхвозможностей для человека или вызывают мутации, проявляющиеся сразу же после облучения или через несколько дней.

Пример подобного сценария — снятый в 1981 году фильм «Современные проблемы», в котором актёр Чеви Чейз сыграл ревнивого, доведенного до ручки авиадиспетчера Макса Фидлера. Макс, которого оставила любимая девушка, попадает в контакт с радиоактивными отходами и обретает способности к телекинезу, при помощи которого не только возвращает любимую, но и совершает маленькую месть.

Также приобретение сверхспособностей в результате контакта с РАО часто обыгрывается в западных мультфильмах. Например, в эпизоде «Family Guy Viewer Mail №1» мультсериала «Гриффины».

Реально же воздействие радиоактивных отходов описывается воздействием ионизирующего излучения на вещество и зависит от их состава (какие радиоактивные элементы входят в состав). Радиоактивные отходы не приобретают никаких новых свойств, не становятся опаснее от того, что они — отходы. Их бо́льшая опасность обсуловлена только тем, что часто их состав очень разнообразен (как качественно, так и количественно) и иногда неизвестен, что усложняет оценку степени их опасности, в частности, доз, получаемых в результате аварии.

См. также

  • Утилизация атомных подводных лодок

Ссылки

  • Безопасность при обращении с радиоактивными отходами. Общие положения. НП-058-04
  • Key Radionuclides and Generation Processes(недоступная ссылка)
  • Alsos Digital Library — Radioactive Waste
  • Belgian Nuclear Research Centre — Activities(недоступная ссылка)
  • Belgian Nuclear Research Centre — Scientific Reports(недоступная ссылка)
  • Critical Hour: Three Mile Island, The Nuclear Legacy, And National Security
  • Environmental Protection Agency — Yucca Mountain
  • Grist.org — How to tell future generations about nuclear waste
  • A discussion on the secrecy surrounding plans for radioactive waste in the UK
  • International Atomic Energy Agency — Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology Program(недоступная ссылка)
  • International Atomic Energy Agency — Internet Directory of Nuclear Resources(недоступная ссылка)
  • Nuclear Files.org — Yucca Mountain
  • Nuclear Regulatory Commission — Radioactive Waste
  • Nuclear Regulatory Commission — Spent Fuel Heat Generation Calculation(недоступная ссылка)
  • Oak Ridge National Laboratory — Coal Combustion: Nuclear Resource or Danger
  • Radwaste.org
  • Radwaste Blog
  • Surviving on Nuclear Waste
  • The Nuclear Energy Option — Hazards of High-Level Radioactive Waste
  • Uranium Information Center — Radioactive Waste
  • United States Geological Survey — Radioactive Elements in Coal and Fly Ash
  • World Nuclear Association — Radioactive Waste
  • Satirical look at radioactive nuclear waste disposal plans

Источник: dic.academic.ru

Лекция №1. Классификация РАО

К ТРО относят материалы, которые отвечают следующим критериям:

— по альфа-загрязняющим нуклидам – активность ;

— по бета-излучающим нуклидам – ;

— по гамма-излучающим нуклидам – .

К ЖРО относят растворы, объемная активность которых превышает определенную величину, установленную нормативными документами (НРБ-99 и ОСПОРБ-99). Согласно ним, каждый радионуклид характеризуется индивидуальной величиной, называемой уровнем вмешательства (УВвода) для питьевой воды. Вода не относится к ЖРО и сброс ее в открытую гидросеть без согласования с экологическими органами разрешен, если для нее сумма уровней вмешательства по всем радионуклидам менее 1: Σ(Аудi / УВiвода) < 1.

Если данная величина лежит в пределах от 1 до 10, то вода не относится к ЖРО, но сброс разрешен после согласования. Если величина больше 10, то раствор относится к ЖРО и его в открытую гидросеть запрещен.

Значения УВвода для ряда радионуклидов приведены в таблице 1.

Таблица 1 — Значения УВвода некоторых радионуклидов(РН)

РН 137Cs 134Cs 60Co 90Sr 90Y 241Am 238Pu 239Pu 226Ra 232Th 235U 238U
УВвода, Бк/кг 11,0 7,3 41,0 5,0 51,0 0,69 0,6 0,56 0,5 0,6 3,0 3,1

Классификация РАО осуществляется по следующим основным признакам:

— по агрегатному состоянию;

— по уровню активности.

По агрегатному состоянию различают:

1) Газообразные РАО; 2) жидкие РАО (ЖРО); 3) твердые РАО (ТРО).

Газообразные РАО подразделяют на молекулярные радиоактивные газы и аэрозольные выбросы. Они имеют различную физическую природу, характеризуются различным поведением, что обуславливает различия в методах очистки.

ЖРО по составу можно разделить по следующим признакам:

— гомогенности (растворы и пульпы);

— типу растворенных компонентов (неорганические либо органические);

— степени засоленности (низкосолевые, высокосолевые).

ТРО различают по способу обращения с ними:

— сжимаемые и несжимаемые;

— горючие и негорючие.

По уровню активности различают высокоактивные (ВАО), среднеактивные (САО) и низкоактивные (НАО) отходы. В основном эта классификация применяется для ЖРО и ТРО в соответствии с величиной удельной активности и типом радионуклида. Классификация представлена в таблице 2 [1].

Таблица 2 – Классификация жидких и твердых радиоактивных отходов по уровню активности

Категория отходов Удельная активность, Бк/кг
β-излучающие радионуклиды α-излучающие радионуклиды (исключая трансурановые) трансурановые радионуклиды
Низкоактивные менее 106 менее 105 менее 104
Среднеактивные от 106 до 1010 от 105 до 109 от 104 до 108
Высокоактивные более 1010 более 109 более 108

 

Очистка высокотемпературных газов (ВТГ)

ПАВ – пенный аппарат волокнистый – очистка ВТГ после прокалки диураната аммония с улавливанием U3O8. Внешний вид и принцип действия показан на рисунке 1.

 

 

Рисунок 1. – внешний вид и принцип действия аппарата ПАВ

Барботер- холодильник (на плутониевой цепочке) – охлаждение газа, конденсация паров воды и кислоты, улавливание твердых частиц. На плутониевой цепочке – безопасного объема, на остекловывании – большого объема. Жидкий абсорбент – разбавленная азотная кислота. Охлаждение водяной рубашкой.

 

Удаление изотопов иода

Изотопы иода, как и РБГ, образуются в результате реакций деления урана и плутония.

Стабильный изотоп – 127I, образующиеся в реакциях деления — 129,131,132,133I.

Иод характеризуется высокой миграционной способностью. Токсическое действие 131I – нарушение функции щитовидной железы, снижение функциональной активности, образование опухолей. Периоды полураспада: 129I – 1,5·107 лет, 131I – 8,05 суток.

Выход изотопов 131I и 129I в реакторах: для 131I – 130 ГБк/ГВт·сут (ВВЭР), 360 ГБк/ГВт·сут (РБМК); для 129I – в тысячи раз меньше.

Виды соединений иода в газовых выбросах:

1) Молекулярный иод – I2. Он адсорбируется на аэрозолях.

2) Иодорганические соединения – например, CH3I. Наиболее трудноудаляемые соединения.

Удаление молекулярного иода из газовых выбросов осуществляется двумя способами: барботированием газа через раствор щелочи (окислительно-восстановительная реакция) и пропусканием через колонны с адсорбентом, насыщенным AgI или AgNO3 (реакция изотопного обмена либо просто обменная реакция с образованием менее растворимого соединения).

Удаление иодорганических соединений осуществляется за счет адсорбции их активированными углями.

Принципиальная схема очистки газов от иода на участке растворения ОЯТ представлена на рисунке 3.

Классификация рао

Рисунок 3 – Схема очистки газов от иода на установке растворения ОЯТ

1 – аппарат-реактор;

2 – дефлегматор (обратный холодильник) – представляет собой теплообменник (холодильник), при его прохождении пары конденсируются и возвращаются в аппарат-растворитель;

3 – щелочные барботеры (с охлаждением);

4 – кислый барботер (HNO3, 3÷5 моль/л) – служит для удаления капель щелочи;

5 – аэрозольный фильтр;

6 – «серебряные» фильтры (колонны адсорбционные, в которых насадка – алюмогель – насыщена AgI или AgNO3). Поток газа идет таким образом: либо 61 – 63, либо 62 – 63, при этом в отсеченной колонне 131I распадается (в течение ~3 месяцев), так называемая «вечная колонна», после чего они меняются. Рабочая температура 210÷300ºС. Срок службы сорбента определяется износом сорбента и загрязнением его посторонними веществами, после чего сорбент перерабатывают и локализуют.

7 – угольные колонны – активные угли СКТ и АГ-3. Рабочая температура 50÷60ºС. Колонны пожароопасны, работают попеременно. Нагреваются до рабочей температуры газом, который нагревают предварительно в теплообменнике. После угольных колонн воздух сбрасывается в вентиляционную систему.

Иногда при высоком содержании примесей на участке 1-2 газ омывают поглощающими реагентами.

Удаление трития

Удаление трития основано на поглощении его малым объемом воды (по реакции изотопного обмена) с дальнейшей адсорбцией этой воды поглотителем (силикагелем) и локализацией.

Лекция №3 Обращение с ЖРО

Существует три подхода к обращению с ЖРО:

— разбавление и сброс в окружающую среду;

— долговременное контролируемое хранение (САО, ВАО);

— переработка.

Первые два подхода были широко распространены на заре атомной отрасли и в ряде случаев привели к существенному загрязнению ОС. Однако в силу ряда нетехнологических причин (экономическая затратность) данные подходы распространены до сих пор.

Первый подход реализуется тремя путями:

— сброс в водоемы при условии, что в нем происходит необходимое разбавление, а также реализуются естественные процессы связывания загрязнителей, предотвращающие их накопление в воде и живых организмах выше допустимых норм (Англия, Селлафильд, Франция, мыс Аг – в Атлантический океан);

— создание гидротехнических сооружений, полностью или частично изолирующих водоем, в который ведется сброс ЖРО, от открытой гидросистемы, что позволяет регулировать поступление и миграцию радионуклидов в ОС (Россия, ПО «Маяк» — в оз.Карачай, ТКВ);

— применение гидрогеологических методов, в частности, закачивание таких вод в глубокие подземные пласты, надежно изолированные водонепронецаемыми пластами от водоносных слоев. Закачивание ЖРО в глубокие подземные пласты связано с предварительной подготовкой их для предотвращения кольматации водопоглощающих пород (Россия, Красноярский ГХК).

Долговременное контролируемое хранение ЖРО (ВАО и САО) осуществляется в герметичных емкостях (бетонных, облицованных нержавейкой) с охлаждением либо без, в зависимости от уровня активности отходов. Данный подход является временным.

Третий подход (переработка ЖРО) направлен на решение двух главных задач: очистки основной массы отходов и концентрирования последних в минимальном объеме. Для этого используют следующие методы:

1) Механические – основаны на действии гравитационного и/или инерционного поля на примеси, — приводят к механическому разделению примеси и воды. Примеси не изменяют свою структуру и химический состав. К ним относят: процеживание, отстаивание, фильтрование на медленных и безнапорных фильтрах, центрифугирование, сепарацию в гидроциклонах.

2) Физико-химическиеифизические – основаны на действии внешних физико-химических и физических сил на СВ (Р, tº, акустическое, электромагнитное, электростатичес-кое, тепловое поле) или внутренних сил (поверхностных, межмолекулярных). К ним относят: коагуляцию и флотацию, адсорбцию, ионный обмен, экстракцию, мембранные методы, электродиализ, электро- и гальванокоагуляцию, термические методы (дистилляцию и вымораживание), отгонку и отдувку летучих компонентов, магнитную сепарацию, УФ- и γ-облучение.

3) Химические – основаны на действии сил ионного или ионно-молекулярного уровня, вызывающие структурно-химические изменения примесей. Подразделяются на методы:

— нейтрализации;

— окисления и восстановления;

— осаждения;

— комплексообразования.

Основными являются три группы методов: термические, сорбционные+осадительные+экстракционные, мембранные. Остальные методы являются применяются в технологических схемах очистки ЖРО в качестве дополнительных.

Усреднение

Усреднители применяются для регулирования состава и расхода ЖРО, поступающих на очистку. Поддержание постоянного расхода и усредненной концентрации загрязнений повышает эффективность и надежность работы устройств механической и физико-химической очистки.

Усреднители представляют собой прямоугольные резервуары из железобетона. Перемешивание СВ осуществляется двумя способами: 1) дифференцированием потока; 2) принудительно (мешалками, насосами, барботажом сжатого воздуха).

Схема усреднителя с дифференцированием потока представлена на рисунке 1.

Эффективность усреднения по концентрации достигается за счет разного времени добегания отдельных порций СВ к сборному лотку. Типовой усреднитель состоит из 4-6 параллельно расположенных коридоров.

Кроме того, применяют радиальные отстойники-усреднители, в которых совмещены процессы отстаивания и усреднения производственной СВ по концентрации загрязнений.

Механические методы очистки ЖРО

Механическая очистка – обязательная стадия очистки в начале схемы, возможно также применение в конечной части схемы (например, после осадительной стадии). Служит для выделения нерастворимых органических и минеральных примесей.

В зависимости от требований к качеству очищенной СВ применяют следующие методы очистки:

— процеживание через решетки и сетки (фракция > 16 мм);

— отстаивание в песколовках (фракция > 200 мкм) и отстойниках;

— фильтрация через фильтры с различной загрузкой (зернистой, плавающей, сетчатые фильтры, микрофильтры);

— гидроциклоны;

— центрифуги.

Для надежной работы схема должна иметь не менее двух параллельно работающих аппарата на каждой стадии.

Процеживание через решетки – осуществляется путем пропускания СВ через решетки или сита для извлечения крупных примесей, которые могут засорить трубы. Решетки представляют собой металлические стержни, параллельно установленные на расстоянии 16 мм друг от друга вертикально либо под углом 60-70 градусов. Очистка решеток от загрязнений производится механически. Снятые загрязнения измельчаются и либо сбрасываются в поток СВ за решеткой, либо утилизируются. В последнее время используют совмещенные решетки-дробилки, позволяющие не извлекать крупные примеси из СВ. Обычно чем меньше скорость потока СВ, тем больше загрязнений задерживается при процеживании.

Отстаивание в песколовках и отстойниках – основано на особенностях процесса осаждения твердых частиц в жидкости. При этом может иметь место:

1 – свободное осаждение не слипающихся частиц, которые сохраняют свою форму и размеры;

2 – осаждение частиц, склонных к коагулированию, изменяющих при этом свою форму и размеры.

Процесс осаждения можно проводить периодически и непрерывно. В ходе периодического осаждения распределение концентрации твердых частиц в объеме изменяется во времени. В случае же организации непрерывного процесса данная картина остается неизменной во времени.

Коэффициент осаждения (Р) определяется по формуле:

Р = (Сисх – Сосв)/ Сисх , (1)

где Сисх и Сосв – концентрация взвешенных частиц в исходном и осветленном растворах, соответственно.

Скорость стесненного осаждения (Wос, м/с), определяемого не только замедлением частиц жидкой фазой, но и взаимодействием с другими частицами, зависит от диаметра частиц (d, мм), коэффициента свободного падения (g, 9,8 м/с2), плотности жидкой среды (ρж, кг/м3) и частиц (ρч, кг/м3) и в ламинарной области, согласно уравнению Стокса, определяется как:

Wос = d2·g·(ρч — ρж)·ε/18·μc , (2)

где μc – динамическая вязкость СВ, ε – объемная доля жидкой фазы, определяется как:

ε = Vж/(Vж + Vч) . (3)

 

Песколовки используют для отделения от СВ минеральных частиц крупностью более 200 мкм при пропускной способности станции очистки СВ более 100 м3/сут. Основные типы песколовок следующие: горизонтальные песколовки с круговым и прямолинейным движением СВ, аэрируемые песколовки, тангенциальные песколовки со шнековым пескопромывателем.

Вертикальный отстойник представляет собой цилиндрический резервуар с коническим дном. СВ подводят по центральной трубе. В емкости СВ движется снизу вверх, при этом происходит осаждение примесей.

Горизонтальные отстойники – это прямоугольные резервуары, в которых СВ движется от одного конца к другому. Глубина Н = 1,5-4 м, длина (8-12)Н, ширина коридора 3-6 м, эффективность отстаивания ~ 60 %.

Для повышения эффективности отстаивание следует проводить в тонком слое жидкости, что позволяет сократить время процесса и, следовательно, уменьшить размеры отстойников. Этот принцип реализуется в трубчатых и пластинчатых отстойниках.

В трубчатых аппаратах рабочие элементы (трубки диаметром 25-50 мм и длиной 0,6-1 м) устанавливают либо под малым (до 5º), либо под большим (45-60º) наклоном. В первом случае аппарат работает периодически, т.к. необходима промывка трубок от осадка. Во втором случае осадок сам постоянно сползает в шламонакопитель, и процесс идет непрерывно. Эффективность отстаивания достигает ~ 85 %.

Пластинчатые отстойники имеют в корпусе ряд параллельных наклонных пластин. Применяются для осветления высококонцентрированных СВ.

Для интенсификации процессов осаждения применяют различные коагулянты и флокулянты.

Для создания центробежного поля при очистке жидкости используются аппараты двух типов: неподвижные, в которых вращается поток жидкости, и вращающиеся, в которых жидкость движется вместе с ротором аппарата. Аппараты первого типа носят название гидроциклонов, а второго – центрифуг.

Гидроциклоны – их действие основано на выделении твердых частиц из вращающегося потока воды в неподвижном корпусе цилиндрической, цилиндро-конической или конической формы под действием центробежной силы. Существуют открытые и напорные гидроциклоны.

Открытые гидроциклоны используют для выделения всплывающих и оседающих грубодисперсных примесей гидравлической крупностью более 0,2 мм/с и скоагулированных взвешенных веществ.

Типы открытых гидроциклонов:

— без внутренних устройств для выделения;

— с конической диафрагмой и с внутренним цилиндром для выделения оседающих и всплывающих мелкодисперсных взвешенных веществ;

— многоярусные.

Также гидроциклоны подразделяют по схеме движения жидкости на прямоточные, в которых поток жидкости сохраняет первоначальное направление, и противоточные, в которых направление потока изменяется на 180º. Первые отличаются меньшим гидравлическим сопротивлением и меньшей степенью очистки.

В зависимости от способа подвода жидкости и конструкции устройства, закручивающего поток, можно разделить гидроциклоны на аппараты с боковыми патрубками (тангенциальными и спиральными) и аксиальные (с лопаточными завихрителями в виде винта или розетки). В противоточном гидроциклоне скорость вращения жидкости по мере достижения нижней части конуса возрастает и в нижней его точке спиральный поток поворачивает в противоположную сторону и вверх. При этом происходит выделение взвесей из потока в нижнюю часть гидроциклона. Недостатками противоточных гидроциклонов являются снижение эффективности сепарации при увеличении диаметра и значительное гидравлическое сопротивление. Основной причиной больших гидравлических потерь в противоточном гидроциклоне является изменение направления потока жидкости на 180º.

Достоинствами гидроциклонов являются компактность, простота обслуживания, отсутствие вращающихся частей. Однако скорость движения частиц в них гораздо меньше, чем в центрифугах, поэтому при очень малых размерах частиц эффективность очистки невысока.

Для повышения эффективности очистки используются многоярусные гидроциклоны, в конструкции которых совмещены принципы работы открытого гидроциклона и тонкослойного отстойника.

Напорные гидроциклоны используют для очистки СВ от грубодисперсных примесей (в основном, минерального состава). Конструкция напорного гидроциклона представлена на рисунке 5.

Указанные устройства могут быть единичными и батарейными (мультициклоны). Диаметр цилиндрической части гидроциклонов достигает 500 мм. Эффективность очистки достигает 70-80 %. Размер удаляемых частиц более 0,1-0,15 мм.

При равном расходе жидкости с уменьшением диаметра гидроциклона скорость движения жидкости увеличивается, при этом возрастает сила инерции, а следовательно, и степень очистки. Однако растет и гидравлическое сопротивление системы.

Центрифуги – используются для удаления мелкодисперсных осадков из СВ, а также для обезвоживания осадков. Центрифуга представляет собой в простейшем виде цилиндрический ротор со сплошными или перфорированными боковыми стенками. Ротор укрепляется на валу, который приводится во вращение электродвигателем, и помещается в соосный цилиндрический неподвижный кожух. На внутренней поверхности ротора с перфорированными стенками закреплена фильтровальная ткань или тонкая металлическая сетка. Осадок после отделения от жидкости остается на роторе, а жидкая фаза (фугат) удаляется из него.

В отстойных центрифугах стенка сплошная, разделение по принципу отстаивания; в фильтрующих – стенки проницаемые, разделение по принципу фильтрования. Вместо разницы давлений – центробежная сила.

Для повышения тонкости очистки применяются тонкослойные центрифуги, в которых ротор при помощи различного рода вставок (цилиндрических, конических, спиральных и т.д.) разделен на несколько камер, высота которых, а следовательно и путь частиц значительно меньше, чем при толстослойном центрифугировании. Повышение эффективности очистки в таких конструкциях обусловлено также уменьшением проскальзывания ротора, наблюдаемого в толстослойных центрифугах.

Центрифуги позволяют достигнуть довольно высокой степени очистки при малом гидравлическом сопротивлении и постоянной пропускной способности, которые не изменяются в процессе работы, что является их преимуществом по сравнению с фильтрами. Однако по конструкции центрифуги значительно сложнее фильтров, больше по габаритам и массе, трудоемки в изготовлении, сложнее в эксплуатации, нуждаются в постороннем источнике энергии, а наличие вращающихся частей требует создания специальных сооружений (фундаментов и т.п.) и является источником повышенной опасности для обслуживающего персонала. Существенным недостатком центрифуг является их сравнительно малая пропускная способность, поэтому при очистке больших количеств жидкости их не используют.

Фильтрование

Фильтрованием называют процесс разделения суспензий и эмульсий с использованием пористых и сетчатых перегородок или зернистых слоев, которые задерживают диспергированную фазу и пропускают жидкость. В практике очистки СВ используют следующие процессы фильтрования: фильтрование через фильтрующие перегородки, зернистые слои, микрофильтрация, фильтрование эмульгированных веществ.

Сетчатые барабанные фильтры

В системе очистки СВ применяют как периодически действующие фильтры (нутч-фильтры, листовые и фильтр-прессы), так и фильтры непрерывного действия (барабанные, дисковые и ленточные).

Барабанные фильтры условно подразделяются на барабанные сетки (оснащены фильтрующей сеткой с крупными ячейками с размером 0,3-0,5 мм) и микрофильтры (размер ячеек, каналов от 0,1 до 40 мкм). Зачастую микрофильтры выделяют в отдельный класс фильтрующих элементов.

Барабанные сетки задерживают грубодисперсные примеси и снижают содержание взвесей на 25-40 %. При этом в СВ должны отсутствовать вязкие вещества. Производительность барабанных сеток обычно составляет 0,3-2,5 тыс.м3/ч. Чаще всего их устанавливают перед зернистыми фильтрами.

Микрофильтры в зависимости от размера ячеек (каналов) могут задерживать широкий круг загрязняющих компонентов: от грубодисперсных частиц до мельчайших взвесей. В последнее время микрофильтрацию относят к мембранным методам очистки, поэтому подробнее рассмотрим данный метод позднее.

Термические методы

Термические методы в общем случае предполагают использование для очистки ЖРО процесс фазового перехода воды, в ходе которого происходит перераспределение компонентов системы между фазами. Такими процессами являются испарение (дистилляция) и кристаллизация (вымораживание). Во втором случае перераспределение реализуется в меньшей степени, кроме того, технологическое оформление его более проблематично. Поэтому он слабо распространен. Хотя в ряде случаев процесс вымораживания, например при обработке гидроокисных пульп, приводит к уплотнению загрязненного осадка вместе с депонированными на нем радионуклидами. Подобный способ уменьшения объема низкосолевых гидроокисных пульп (по крайней мере, ГОЖ) может быть более эффективен, нежели упаривание или сушка.

Кроме того, к термическим методам относится и сушка, используемая обычно для подготовки (обезвоживания) концентратов радиоактивных отходов к отверждению. Данный метод рассматривается в другой главе.

Дистилляция (упаривание) — широко распространенный метод переработки жидких отходов. В том случае, когда решается проблема очистки и получения кондиционного конденсата, он называется дистилляцией, а когда в задачу его входит концентрирование — упариванием. Различается характером парообразования (кипение в объеме или испарение с поверхности), видом теплоносителя (пар, горячие газы, электричество, органические продукты) и способом подвода тепла (непосредственный контакт с теплоносителем или передача тепла через стенку аппарата).

В практике обезвреживания отходов наиболее широко применяют дистилляцию парообразованием при кипении с подводом тепла водяным паром через стенку выпарного аппарата. Такая организация процесса обеспечивает достаточно хорошую теплопередачу при отсутствии контакта чистого теплоносителя с радиоактивным упариваемым раствором.

Характерная особенность дистилляции как метода переработки жидких отходов — высокая степень очистки конденсата от радионуклидов: Коч = 104 — 106.

Загрязнение паров и соответственно конденсата радионуклидами, которое определяет степень их очистки, происходит вследствие молеку­лярного (летучесть, растворимость в паре), капельного (аэрозольного) и пенного уноса.

Обычно основная часть содержащихся в отходах радионуклидов находится в условиях дистилляции в нелетучей форме. Поэтому молекулярный унос не лимитирует Коч. Склонностью к молекулярному уносу в условиях упаривания обладают два радионуклида: рутений в виде четырехокиси и иод в молекулярной форме или в виде соединений с органическими веществами (например, метилиодид).

Однако, чтобы рутений перешел в форму четырехокиси, необходима сильноокислительная среда, которая отсутствует в условиях переработ­ки отходов АЭС. Такие условия могут возникнуть, например, при упа­ривании азотнокислых рафинатов высокого уровня активности от экс­тракционной переработки облученного ядерного топлива, когда кон­центрация азотной кислоты в кубе выпарного аппарата превышает 8 М. Молекулярный иод также не образуется в условиях переработки отходов АЭС рН = 10-11. В такой среде иод находится в нелетучей ионной форме.

Капельный (аэрозольный) унос наблюдается в результате разрыва оболочек пузырьков пара при выходе его из кипящей жидкости (при малой скорости пара) и дробления жидкости (при высокой скорости).

Очистка пара от капельного уноса начинается в сепараторе выпар­ного аппарата. После подъема на определенную высоту (не более 1 м), крупные капли падают обратно на поверхность жидкости (седиментационный эффект). Для очистки пара от такого вида уноса используют сепараторы, высота которых должна быть больше высоты подъема капель. Седиментационный эффект позволяет уменьшить содержание нелетучих компонентов в паре по сравнению с жидкостью в выпарном аппарате на 3-4 порядка. Более мелкие капли, скорость осаж­дения которых равна или меньше скорости пара, выносятся им из сепарационного пространства (так называемый транспортный унос).

Для очистки пара от транспортируемых капель (аэрозолей) необходимо использовать более эффективный инерционный механизм, ко­торый успешно реализуется жалюзийными отбойниками. В оптималь­ных условиях (скорость пара 5-6 м/с при атмосферном давлении) эти отбойники обеспечивают дополнительную очистку более чем на поря­док.

Однако часто такая очистка паров недостаточна, и тогда дополни­тельно используют барботажные устройства в виде насадочных или тарельчатых колонн, применяемых обычно при ректификации. В таких колоннах очистка паров происходит в результате как инерционного, так и диффузионного эффектов. Причем отмечено, что на нижних 2-3 тарелках колонны, куда еще поступают сравнительно крупные тран­спортируемые («витающие») капли, коэффициент очистки на каждой из них равен 5-10, в то время как на последующих тарелках он уменьшается, стабилизируется и составляет 1,5-2.

Классификация рао

Рис. 1. Схема очистки от капельного уноса при упаривании:

а — конденсат греющего пара; б — греющий пар; в — вторичный пар; г — исходный раствор

 

Рассмотренная система очистки паров от капельного уноса (рис.1) обеспечивает стабильные и высокие значения Kоч (до 106) и широко применяется в отечественной практике.

Однако степень очистки при дистилляции может быть существенно увеличена переупариванием конденсата, полученного на первой ступени. На первый взгляд такое решение кажется нецелесообразным, так как энергетически оно не выгодно. В то же время если для переупаривания исполь­зовать тепло паров с первой ступени дистилляции, полностью аккумулируемое в конденсате с последующим самоиспарением его при более низком давлении (ситуация, аналогичная многократному использованию тепла в многокор­пусной выпарной установке), то энергетические затраты практически не увеличиваются, а суммарный коэффициент очистки возрастает примерно до 108.

Для устранения пенного уноса существует несколько способов: термический (перегрев пены в сепараторе), механический, химический (применение пеногасителей), гидродинамический и др. На отечественных АЭС наиболее широко применяют достаточно эффективный и универсальный гидродинамический способ разрушения пены (рис. 2). Суть спосо­ба в том, что в выпарном аппарате создают такие гидродинамические условия, при которых пена не мо­жет существовать и разрушается: высокая скорость пены: 50-100 м/с и минимальное содержание в ней жидкости (50-70% по массе). В случае применения наиболее широко распространенного выпарного аппарата с вынесенной греющей камерой это достигается дросселированием шайбами парожидкостного потока перед входом его в сепаратор из греющей камеры и потока жидкости в опускной (циркуляционной) трубе (рис. 2, а).

Классификация рао

Рис. 2. Три варианта способа гидродинамического разрушения пены:

а — конденсат греющего пара; б — греющий пар; в — вторичный пар; г — исходный раствор

 

При упаривании отходов до концентраций, близких к насыщению по солям (доупаривание), дросселирование жидкости в опускной трубе за счет резкого сокращения кратности циркуляции создает условия для инкрустации солями греющей поверхности выпарного аппарата. Для предотвращения инкрустации гидродинамическое разрушение пены переносится за пределы циркуляционного контура выпарного аппарата и осуществляется дросселированием на выходе из сепаратора обезвоженной там под действием силы тяжести парожидкостной смеси (пены). Разделение фаз после разрушения пены происходит в дополнительном сепараторе (ловушке), откуда жидкая фаза дренируется обратно в выпарной аппарат (рис. 2, б и в).

Следует учитывать, что при реализации гидродинамического способа разрушения пены несколько увеличивается аэрозольный унос вследствие разрушения пены и дробления жидкости при высокой скорости пара.

Пенообразование, вызываемое детергентами, уменьшается в случае высокой концентрации солей в кубе выпарного аппарата (~200 г/л и выше), наблюдается так называемый солевой эффект. Особенно заметен этот эффект при упаривании растворов, содержащих неионогенные детергенты. В этом случае вспенивание устраняется полностью. Такое явление наблюдается, например, при упаривании прачечных вод.

Сочетание гидродинамического и солевого эффектов при двухступенчатом упаривании позволит для некоторых видов отходов более рационально решить вопрос борьбы с пеной: на первой ступени, где мала концентрация солей, удобнее применить гидродинамический эффект, а на второй — при высоком солесодержании — солевой.

Солевой эффект можно использовать для предотвращения пенообразования при упаривании отходов в случае непрерывного проведения процесса, т.к. концентрация солей в кубовом остатке постоянно высока. Очевидное преимущество этого способа — отсутствие необходимости в использовании каких-либо дополнительных устройств или расхода реагентов (пеногасителей).

Для устранения пенного уноса при упаривании отходов за рубежом обычно используют пеногасители на основе силиконовых соеди­нений. Однако их применение зачастую малоэффективно. Также в целях уменьше­ния вспенивания упаривание отходов проводят в кислой среде (рН = 3,0-3,5). Однако такое решение вопроса носит частный характер, так как эффект от применения кислого упаривания наблюдается лишь в том случае, когда вспенивание вызывается наличием щелочной среды в выпарном аппарате. В отходах АЭС основной причиной вспенивания является присутствие детергентов. Способность их к образованию и стабилизации пены гораздо выше, чем у щелочи, а среда (рН) на эту способность детергентов практически не влияет.

Таким образом, в настоящее время имеются средства, позволяющие при упаривании отходов АЭС устранять как аэрозольный, так и пенный унос и благодаря этому получать на практике высокие коэффициенты очистки конденсата от радионуклидов и других загрязнений.

Дистилляция отходов обычно сопровождается таким отрицатель­ным явлением, как отложение на греющих поверхностях выпарного аппарата солей жесткости и взвесей, что приводит к падению его производительности. Как правило, накипеобразование наблюдается уже на начальной стадии дистилляции. Полностью устранить это нежелательное явление можно было бы предварительным удалением из отходов накипеобразователей коагуляцией.

В практике упаривания отходов АЭС такое решение не нашло применения из-за образования при этом большого количества вторичных отходов — гидроокисных пульп высокой (около 99 % по массе) влажности. Эти отходы требуют дополнительной переработки и увеличивают общее количество концентратов, подлежащих локализации. Поэтому обычно основную массу взвесей удаляют фильтрованием, а кальциевую жесткость выводят в виде неприкипающего карбонатного шлама в осадок в результате проведения дистилляции в щелочной среде (рН = 10-11). Кроме того, при смешении различных групп отходов происходит их самоумягчение: катионы жесткости выводятся из раствора в осадок вследствие образования нерастворимых соединений с присутствующими в отходах оксалат-, карбонат- и фосфат-ионами.

Однако мелкие взвеси и коллоиды, а также гидроокись магния, вы­падающая при рН = 10-11 в осадок, постепенно вызывают зарастание греющих поверхностей выпарных аппаратов. Поэтому для удале­ния накипи и восстановления производительности выпарного аппарата примерно раз в месяц в течение суток приходится проводить упаривание в кислом режиме (рН = 3). Такая промывка в ходе упаривания не вызывает каких-либо серьезных осложнений при эксплуатации выпарной установки. Образование накипи можно также уменьшить сокращением неорганизованных протечек технической воды из аппаратуры и коммуникаций — основного источника поступления солей жесткости в отходы.

Другой важный показатель упаривания — степень концентриро­вания. Обычно упаривание проводят до насыщения по солям. Дальнейшее концентрирование без применения специальных мер может привести к инкрустации греющих поверхностей солями, забивке кристаллами циркуляционного контура выпарного аппарата или коммуникаций.

Обычно в первую очередь упариваемые отходы насыщаются солями с ограниченной растворимостью (оксалаты, бораты, карбонаты и фосфаты натрия). Поэтому максимальная концентрация солей в кубовом остатке обычно составляет 200-400 г/л.

Степень упаривания можно увеличить двумя путями: химическим и гидродинамическим.

Химический путь состоит в проведении упаривания в кислой среде (рН ~ 3). При этом карбонат и оксалат натрия переходят в нитрат натрия, а освободившиеся щавелевая и угольная кислоты разрушаются, причем щавелевая кислота окисляется азотной с получением окислов азота и углекислого газа при каталитическом воздействии двухвалентного марганца, присутствующего в отходах. Фосфат натрия переходит в хорошо растворимую однозамещенную соль натрия (NaH2PO4), а из бората натрия вытесняется свободная борная кислота (HBO3).

Таким образом, при упариван

Источник: cyberpedia.su


Добавить комментарий

Ваш e-mail не будет опубликован. Обязательные поля помечены *

Этот сайт использует Akismet для борьбы со спамом. Узнайте, как обрабатываются ваши данные комментариев.