Реферат: Сравнение иммобилизирующих свойств различных матриц по отношению к захораниваемым радиоактивным отходам - текст реферата. Скачать бесплатно.
Банк рефератов, курсовых и дипломных работ. Много и бесплатно. # | Правила оформления работ | Добавить в избранное
 
 
   
Меню Меню Меню Меню Меню
   
Napishem.com Napishem.com Napishem.com

Реферат

Сравнение иммобилизирующих свойств различных матриц по отношению к захораниваемым радиоактивным отходам

Банк рефератов / Биология

Рубрики  Рубрики реферат банка

закрыть
Категория: Реферат
Язык реферата: Русский
Дата добавления:   
 
Скачать
Архив Zip, 37 kb, скачать бесплатно
Заказать
Узнать стоимость написания уникального реферата

Узнайте стоимость написания уникальной работы

19 Санкт-Петербургский госуда рственный Технологический институт (Технический Университет) Кафедра инженерной радиоэкологии и радиационной технологии РЕФЕРАТ Тема: « Сравнение иммобилизирующих свойств различных матриц по от ношению к захораниваемым радиоактивным отходам» Проверил: Белоус Д.А. Выполнила: Попугаева Е.В. Гр. 584 Санкт-Петербург 2002 г. Содержание Введение……………………………………………………………………. 3 1. Ос новные пути решения проблемы обращнеия с жидкими радиоактивными отх одами……………………………………....5 2. Отверждение отходов высокого у ровня активности……………... 6 2.1Перевод радиоактивны х отходов в стеклоподобные материалы. 7 2.2 Получение керамических и других материалов………………… 9 2.3 Включение РАО в металлические матрицы…………………… 10 3. Отверждение отходов среднего и низкого уровня активност. ….11 3.1 Термопластичные связующие. Б итум………………………….. 12 3.2 Неорганические связующие. Цемент………… ……………….. 13 4. Радиационно отверждаемые эпок сиакриловые композиции…….14 5. Сравнение методов отверждения радиоа ктивных отходов…….. 17 Заключение…………………………… ………………………………….. 18 Список использованной литературы……………………………………..19 Введение По мере развития ядерн ой энергетики возрастает количество радиоактивных отходов, представля ющих потенциальную опасность для окружающей среды, здоровья настоящег о и будущего поколений. Все применяемые в настоящее время методы захорон ения радиоактивных отходов достаточно дороги, трудоемки и требуют спец иальной техники, сложных приспособлений, больших энергозатрат. Стоимос ть сырья и материалов используемых в этих технологиях тоже достаточно в ысока. Исходя из всего вышеперечисленного, разработка новых методов зах оронения радиоактивные отходы выделяется как одна из основных задач. Радиоактивные отходы – это изделия, материалы, вещества и биологически е объекты, загрязненные радиоактивными нуклидами в количестве, превыша ющем величины, установленные действующими нормами и правилами, и не подл ежащие дальнейшему использованию в данном производстве и в эксперимен тальных исследованиях. Радиоактивные отходы образуются при работе все х предприятий ядерно-энергетического цикла, а также радиационно-химиче ских производств, научно исследовательских лабораторий и клиник, где ис пользуются, так или иначе источники ионизирующих излучений. Обычно радиоактивные отходы принято подразделять по агрегатному сост оянию на газообразные, жидкие и твердые, а по уровню активности- на высоко активные(ВАО), среднеактивные (САО) и низкоактивные (НАО). Для систематизац ии отходов используют также и другие признаки. Например, жидкие отходы д елят на водные и органические, высокозасоленные и низкозасоленные, трит ийсодержащие и др. В зависимости от категории отходов предусматривают различные способы обращения с ними. Под способом обращения понимают меиоды обработки или п ереработки, а также способы и условия хранения и захоронения радиоактив ных отходов. Уровень удельной активности, определяющий отнесение радиоакт ивных отходов к той или иной категории является условным, и границы межд у ВАО, САО и НАО в различных странах часто неодинаковы. В СССР, а теперь и в Р оссии, к жидким ВАО относят отходы с удельной бета-активностью выше 3,7*10 10 Бк/л, имеющие высокое тепловыделение, и сохр аняющие уровень активности и тепловыделения длительный период времени . Эти отходы требуют при хранении защиты и охлаждения. Жидкие САО имеют уд ельную бета-активность от 3,7*10 10 до 3,7*10 5 Бк/л и могут иметь невысокую альфа-активность. При хр анении их, небходима защита, но не требуется охлаждение. НАО – с удельной бета- активностью 37 до 3,7*10 5 Бк/л. Их хранение не т ребует ни охлаждения, ни защиты. Эта классификация близка к рекомендация м МАГАТЭ, согласно которым жидкие отходы по уровню активности подраздел яют на пять категорий /1/. 1. Основные пути решения проблем ы обращения с жидкими радиоактивными отходами. Обезвреживание жидких р адиоактивных отходов высокого и среднего уровня активности намечено о существить в несколько этапов: 1 этап – сбор и первичное концентрирование 2 этап (промежуточный) – временное хранение концентратов в емкостях из н ержавеющей стали 3 этап – отверждение концентратов, образующихся при переработке низко-, средне- и высокоактивных отходов. 4 этап – временное хранение отвержденных отходов в наземных хранилища х. 5 этап – транспортирование отвержденных отходов в централизованные ил и региональные могильники в специальных контейнерах. 6 этап – окончательное захоронение отвержденных отходов в могильниках . НАО обычно подвергают очистке от радионуклидов до уровней, исключающих превышение установленных предельно допустимых концентраций для каждо го радионуклида, и сбрасывают в гидросферу. Необходимость изоляции радиоактивных отходов от окружающей ср еды в течение длительного времени и стремление сократить срок обслужив ания мест хранения привели к необходимости перевода радионуклидов и др угих опасных для окружающей среды соединений в твердую фазу. Обычно для этой цели используются специальные материалы (связующие). Связующее, предназначенное для включения концентратов отходо в, должно удовлетворять следующим требованиям: v Высокая химическая стабильнос ть, возможно более низкая скорость выщелачивания радионуклидов водой. v Термическая и радиационная стойкос ть, которая должна гарантировать отсутствие выделения газообразных пр одуктов и перехода радионуклидов в газовую фазу, а также обеспечить дост аточную стабильность механической и химической стойкости отвержденны х отходов в процессе хранения. v Теполфизические параметры материа ла (теплопроводность, теплоемкость, температуропроводность) должны спо собствовать облегчению отвода тепла в процессе хранения (особенно ВАО). v Хорошая совместимость с составляющ ими концентрата отходов, обеспечивающая высокую степень наполнения и, с ледовательно, минимальный объем конечного продукта. v Прочность, исключающая разрушение отвержденного продукта в аварийных ситуациях при транспортировании. v Биостойкость: отвержденные продукт ы не должны подвергаться воздействию бактерий и микроорганизмов. v Простое аппаратурно-технологическ ое оформление процесса отверждения. v Химическая совместимость с окружаю щей средой хранилища. Помимо соответствия указанным технологическим качествам, связующе е должно быть сравнительно дешевым, малодефицитным, удобным для транспо ртирования, его производство должно быть предусмотрено в течение длите льного срока. 2. Отверждение отходов высокого уровня активности . Жидкие ВАО по истечении периода временного хранения переводят в тверду ю фазу. Процесс отверждения в самом общем виде может включать последоват ельно такие стадии как концентрирование раствора упариванием, денитра цию, сушку, прокаливание, плавление, отверждение расплава, отжиг. Возможн ы и другие методы отверждения, например, заключение стеклопродуктов в ме таллические матрицы, покрытие частиц кальцината пироуглеродом, или мет аллом и другие. Некоторые из возможных методов отверждения ВАО проиллюс трированы на рис. 2.1. рис.2.1 ВАО выпарка адсорбция на неорганических сорб ентах кальцинация сушка и изостатическое прессование остекловывание включение в керамику покрытие углерод ом, никелем включение стеклогранул в Включение в металл металл 2.1 Перевод радиоактивных отходов в стеклоподобные материалы. Одним из перспективных способов отверждение ВАО перед их захороне нием является остекловывание. Остекловывание – метод отверждения Рад иоактивных отходов, заключающийся в смешении отходов с флюсами и превра щении полученной смеси в твердые стеклообразные материалы. Разработки по отверждению ВАО начались более 30 лет назад. Изучены различные материа лы от простой извести до стекол, кристаллической керамики и более сложны х форм. Выбор сделан в пользу стекла как наиболее оптимального материала по свойствам удобству изготовления и имеющемуся опыту работы с ним. Из н ескольких видов стекла предпочтение отдано составам силикатного и бор осиликатного стекла. Другие разновидности стекла и другие материалы ис пользуются реже. выбор неорганических стекол в качестве среды для включения радио нуклидов обусловлен особенностями их строения. Расплавы стекловидных систем характерны тем, что в процессе перехода из твердого состояния в ж идкое не происходит разрыва ковалентных связей между атомами Si - O , Al - O , B - O , то есть, в комплексах, об разующих каркас стекла. Для получения стеклоподобных материалов из радиоактивных отходов обыч но необходимо вводить флюсующие добавки либо в процессе обезвоживания кальцинации, либо в готовые кальцинированные продукты. Дальнейшим нагр еванием эти продукты переводят в расплав, дающий после застывания стекл оподобную массу. Одна из причин, обуславливающих отличие стеклоподобных материалов, пол учаемых в результате остекловывания радиоактивных отходов от обычных стекол – необходимость введения в состав материала значительного кол ичества окислов отходов, в том числе и не являющихся стеклообразователя ми. Для получения силикатных стекол в процессе переработки отходов в кач естве флюсующих добавок используют кремнезем, окись алюминия, борный ан гидрид и при необходимости соединения натрия. Соединения щелочных и щел очноземельных металлов играют роль плавней, борный ангидрид применяют для снижения вязкости расплава и его однородности. флюсующими материал ами могут служить так же природные материалы: различные глины, базальтов ые породы. Так же радиоактивные отходы включают в фосфатные стекла. Для и х получения в процессе термической переработки к радиоактивным отхода м добавляют фосфорную кислоту или фосфаты натрия. Фосфорные стекла отли чаются от силикатных способностью включать большее количество включат ь разных окислов без угрозы ликвации (возникновения неоднородной струк туры) расплава и уменьшения химической стойкости. Недостаток фосфатных расплавов состоит в высококоррозионной активности по отношению к конс трукционным материалам. Входящие в состав отходов радионуклиды в определенных количествах мог ут включаться в стекловидный каркас, растворяться или распределяться в расплаве в виде дискретных частиц. В остеклованных отходах (боросиликат ных, алюмосиликатных, фосфатных) степень закрепления радионуклидов нах одится в прямой зависимости от прочности полимерного каркаса. при этом с тепень перехода в воду радионуклидов уменьшается в ряду: Cs , Sr , Ru , Zr , Nb, РЗЭ, Am , и другие альфа – излучатели. Для стекол, полученных при темпер атуре 900-1150 градусов Цельсия, скорость выщелачивания для цезия и стронция с оставляет 10 -5 -- 10 -6 . В результате хранения остеклованных отходов при повышенной температур е наблюдается изменение химической стойкости и скорости выщелачивания радионуклидов при последующем контакте с водой. В итоге фазовые раздел ения могут привести в результате атомной перегруппировки к расстеклов ыванию. В работе /5/ отмечается, что если температуру остеклованных отходо в достигает 350 градусов Цельсия, то через несколько десятилетий полность ю изменятся свойства любого стекла вмещающего отходы матрицы. Остеклованные радиоактивные отходы стойки к действию ионизирующего из лучения, однако в них под действием интенсивного альфа- и бетта- распада р адионуклидов могут происходить различные изменения приводящие к измен ению объемов, механических свойств, увеличению скорости растворения ст екол. Кроме того, стекла, представляющие собой термодинамические неравн овесные системы не дают достаточных гарантий от проникновения радиону клидов в окружающую среду при длительных сроках захоронения. В процессе остекловывания радиоактивных отходов в зависимости от сост ава отходов и флюсующих добавок, условия получения и охлаждения расплав а получают стеклокристаллические материалы с различным соотношением с ткеловидной и кристаллической фаз. Это явление можно использовать для п олучения кристаллических минералоподобных материалов более термодин амически устойчивых, чем стекла. Для этого используют добавки минерализ аторов, например фторидов некоторых элементов, двуокиси титана. Также распространено использование в качестве матриц стеклокомпо зиционных материалов. Они представляют собой стеклянную матрицу задан ного состава, в которой радиоактивные компоненты распределены в виде ди сперсной фазы. СКМ универсальны к составу отходов, поэтому их использова ние позволяет расширить класс перерабатываемых отходов. 2.2 Получение керамических и др угих материалов Получение керамических материалов в одностадийном процессе не приводи т к положительным результатам, так как вследствие выделения газообразн ых продуктов во время кальцинации керамика получается пористой, с низки м значением теплопроводности и высокой степенью выщелачивания. Поэтом у в разрабатываемых в настоящее время процессах получения керамики пре дусматривается использование кальцината, то есть проведение двухстади йного процесса. Стремление получить материалы типа природных минералов, которые были бы более стабильны при захоронении в геологических породах, чем стё кла, привело к разработке ряда минералоподобных кристаллических проду ктов на силикатной и другой основе. Более стабильные материалы по сравнению с фосфатной керамикой получен ы при добавлении к отходам окислов кремния, кальция, алюминия и стронция, с последующим прокаливанием кальцината. Такая обработка может позволи ть получить аналоги минералов, связывающих отдельные радионуклиды в пр очные соединения, например для цезия: CsAlSi 2 O 6. Более прогрессивными считаются работы по включению в керамику всех кат ионов, входящих в состав отходов. Среди керамических материалов наибольшую известность приобрели керам ики типа «синрок»( SYNROCK ). Главными компонентами различных вариантов таких керамик являются оксиды титана и циркония, с добавлением оксидов кальция, бария и алюминия. Соединения п олучаются подобными существующим в природе (циркониту, голландиту, пиро хлору, прайдериту и др.). Как материал для фиксации радионуклидов эти керамики обладают хорошим и характеристиками /2/, что объясняется прочным вхождением радионуклидо в в кристаллические и минералоподобные матрицы. Недостатками технолог ии синрок являются высокая стоимость исходного сырья и трудоемкость оп ераций. Фосфатные керамики представляются формами для локализации радиоактив ные отходы самого различного происхождения, образующихся как в водных с истемах, так и в технологических процессах. Стартовые отходы для перераб отки могут быть растворены в воде, присутствовать в виде гелей или суспе нзий, а также в виде сухих остатков переработанных сорбентов. Приемы фос фатного концентрирования и отверждения могут сочетаться с другими хор ошо отработанными методами обращения с отходами. 2.3 Включе ние РАО в металлические матрицы Для повышения надежности захоронения радионуклидных и сточников предложено вводить металлические добавки, способные образов ывать с матричным материалом твердые растворы с температурой плавлени я 250-300 градусов Цельсия. При порционной подаче матричного материала добав ки, способные образовывать твердые растворы, позволяют устранить возни кновение микротрещин, и облегчить теплоотвод при хранении отвержденны х радиоактивных отходов. Подобные металлические матрицы носят названи е витрометов. Металлическая фаза может быть представлена различными ме таллами и сплавами: Pb - Sb , Pb - Te , Zn-Al-Cu-Mg и др. Многие из предлагаемых материалов, такие как минералоподобная кер амика, синрок, витромет и т. п. , являются перспективными формами отвержден ия радиоактивных отходов, однако, технология их получения и аппаратурно е оформление процессов развиты значительно слабее, чем для остекловыва ния. 3. Отверждение отходов среднего и низкого уровня активн ости Средне- и низкоактивные отходы с солесодержанием более 1 г/л концент рируется упариванием с последующим отверждением кубового остатка. Нек оторые из возможных методов отверждениея таких отходов представлены н а рис. 3.1. Низкоактивные жидкие отходы с солесодержанием менее 1 г/л, состав которых относительно постоянен, перерабатываются по технологической с хеме, включающей коагуляцию, механическую и ионнообменную очистку. рис. 3.1 САО Выпарка Битумирование Цементирование Включение в пластмассу Кальцинация Остекловывание Связующие, предполагаемые для отверждения концентратов средне- и низко активных отходов можно разделить на три основных группы: термопластичн ые (битум и др.), неорганические (цемент, гипс) и термореактивные (полиэфирн ые и карбамидные смолы 0). особняком стоят полимернокомпозиционные матер иалы, компоненты которых входят в состав второй и третьей групп. 3.1 Термоп ластичные связующие. Битум Характерно и наиболее рас пространенная термопластичная связующае – битум, представляющий собо й продукт перегонки нефти и каменного угля. причина широкого распространения процесса битумирования радиоактивн ые отходы в том, что битум характеризуется термоплавтичнеостью, позволя ющей при нагревании успешно включать его в концентраты с получением гом огенного продукта, и гидростойкостью, обеспечивающих надежную изоляци ю включенных компонентов. отмечается так же меньшая чувствительность б итума составу отверждаемого продукта, чем у связующих, включение отходо в в которые возможно при комнатной температуре. При введении в битум компонентов, входящих в состав концентратов отходо в, свойства битума изменяются. Изменения вызываются взаимодействием би тума и наполнителей. Битумные блоки наполняют сухими радиоактивными ве ществами на 40-60 %. Битум обладает высокими гидроизолирующими свойствами. О бычно скорость вымывания солей из него характеризуется значением 10 -4 – 10 -5 г/( см 2 *сут.). /4/ Включения в битумные смеси ионнообменных смол и кристаллогидратов , приводит к увеличению объема наполнителя и разбуханию смеси. Присутств ие синтетических моющих средств (сульфанол) пластифицирует битум, но в т о же время нарушает его целостность – частично переводит его в коллоидн ый раствор. оба эти явления уменьшают водоустойчивость конечного проду кта. Для ее сохранения приходится идти по пути уменьшения степени включе ния компонентов в битум. Для уменьшения вымываемости радионуклидов их с тремятся перевести в нерастворимую форму или закрепить на каком-либо но сителе – селективном сорбенте. Так при введении в битумную смесь ферроц ианида никеля для связывания цезия вымываемость данного радионуклида заметно уменьшается. /3/ Скорость выщелачивания радионуклидов зависит от свойств использ уемых битумов. При облучении битумов скорость выщелачивания радионуклидов изменяетс я незначительно. Очевидно, ее изменение связано с увеличением вязкости п оверхностного слоя, вызванным изменением фракционного состава битумов в результате облучения. Битумные блоки устойчивы лишь до температуры 350 градусов. Выше этой темпе ратуры между битумом и нитратом натрия возникает химическое взаимодей ствие, сопровождающееся термическим эффектом. Увеличение содержания с олей в битумной смеси может вызываться расслаиванием ее в разогретом со стоянии при транспортировании или начальном периоде хранения. Битумна я смесь, так же может являться пищей для бактерий, живущих в почве в районе хранения. Это может привести к разрушению битумных блоков и распростран ению хранящихся в них радионуклидов. Один из недостатков битума – его дефицитность - битум достаточно дорог ой продукт, поэтому, параллельно с внедрением битума как связующего осущ ествляют поиск и исследования его заменителей, обладающих термопласти ческими свойствами (гудрон, асфальт, ДМТик (продукт лавсанового производ ства)). Рассматривается так же возможность использования сравнительно д ешевых добавок к битуму, которые не изменяли или улучшали бы его свойств а. 3.2 Неорг анические связующие. Цемент . Включения в цемент один из основных методов отверждения как гомогенных, так и гетерогенных отходов. Причина широкого распространения цементир ования – негорючесть и отсутствие пластичности у отвежденного продук та, а так же простота осуществления процесса смешения концентрата отход ов с цементом. Однако наряду с этим цементирование имеет ряд существенны х недостатков: сравнительно невысокая степень включения отвержденных компонентов в цемент, что приводит к увеличению объема продукта; значите льная вымываемость из цемента включенных в него компонентов; наличие бо льшого количества воды в отвержденном продукте. При большом количестве солей в цементе его прочность заметно снижается, что приводит к опасности раскалывания блоков при транспортировке (необ ходимо, чтобы прочность цементного камня была не ниже 10 МПа /3/). Усилия иссл едователей направлены на устранение или сведение к минимуму этих недос татков. Для увеличения степени наполнения стремятся цементировать пра ктически сухие концентраты. Однако при этом так же уменьшается прочност ь отвержденного продукта и усложняется технология процесса. Для уменьш ения вымываемости радионуклидов из цементной матрицы их обычно перево дят в нерастворимые соединения или сорбируют на специальных добавках, к оторыми часто служат различные глинистые материалы или сланцы. Другой п усть сокращения вымываемости – уменьшение пористости цементного камн я. Для этого добавляют импрегнирующие вещества (в основном полимеры) и пр оводят цементирование под вакуумом. Но эти мероприятия сокращают вымыв аемость на порядок и в то же время настолько усложняют технологию, что иг ра не стоит свеч, так как главным преимуществом процесса цементирования является простота. Практическое применение нашли добавки к цементу сил иката натрия. Эти добавки улучшают практически все основные показатели цементирования: прочность, степень наполнения, текучесть, совместимост ь с основными компонентами отходов. Цемент – дефицитный материал, поэтому прорабатывают возможность его з амены более дешевыми и доступными продуктами. Одним из таких заменител ей может быть шлакощелочной цементный камень. Радиационная стойкость собственно цемента высока. Радиационному возде йствию в цементированных отходах подвержены содержащаяся там вода, нит раты и другие радиационно-нестойкие компоненты. Цементирование характеризуется также таким преимуществом, как способн ость сохранять неизменной форму цементных блоков. Отсутствие пластичн ости дает возможность исключить, или упростить вопрос о затаривании отв ержденного продукта. Гипс, как и цемент, - строительный материал, который при затворении и выдер жке образует твердый камень. Поэтому его можно использовать для отвержд ения радиоактивных отходов. Отмечаются специфические свойства гипса с добавкой силиката натрия, как отсутствие необходимости в перемешивани и после его затворения отходами непосредственно в емкости для захороне ния, а также возможность включения в эту матрицу кислых отходов. Оба эти с войства выгодно отличают гипс от цемента. Но в целом, возможность исполь зования гипса в качестве связующего малоизучена. 4. Радиационно отверждаемые эпоксиакриловые композици и Идея использовать эпоксидные смолы для иммобилизации не нова. Этот факт обусловлен тем, что отверждаемые композиции на основе эпоксидных смол о бладают рядом ценных свойств: высокой химической устойчивостью и механ ической прочностью, повышенной радиационной и теплостойкостью, хороше й адгезией к различным материалам (металлам, стеклу, керамике, бетону). Нео бходимо также отметить, что одним из основных достоинств эпоксидных смо л, является их способность к радиационному отверждению. Последнее свойс тво натолкнуло на мысль о возможности его использования в технологии св язывания радиоактивных отходов. При этом упростились операции, а энерго затраты свелись бы к минимуму. К эпоксидным соединениям относят широкий класс веществ, содержащих в св оей цепи эпоксидную группу CH — CH , называемую также альфа-оксидным цикл ом. O Наибольшее практическое применение получили эпоксидные олигомеры, изв естные под общим названием «эпоксидные смолы». Самым важным свойством ЭС является их способность переходить в неплавк ое и нерастворимое состояние с трехмерной сетчатой структурой при введ ении отверждающих агентов. В качестве таких агентов могут выступать ди- и полиамины, полиамидные смолы, ангидриды кислот и пр. Отверждение может проводиться как при нагревании, так и при комнатной температуре. Так как дозы при радиационном отверждении и структурировании ЭС достаточно ве лики, это привело к мысли о предварительном модифицировании исходного о лигомера, путем присоединения дополнительных функциональных групп. По д модифицированием понимают целенаправленное изменение свойств полим ера, то есть добавление новых или устранение нежелательных качеств, при сохранении полезных свойств исходного полимера. Использование в качес тве добавки акриловой кислоты (АК) позволило приблизиться к поставленно й цели – созданию композиции на основе эпоксидного соединения, отвержд аемой на воздухе, при комнатной температуре и поглощенными дозами не пре вышающими 10-20 кГр /6/. Эпоксиакриловые композиции (ЭАК) приготовляют смешением эпоксидных см ол с акриловой кислотой и длительным (несколько месяцев) выдерживанием. Структура и свойства наполненных композидов определяются в основном д вумя факторами: свойствами наполнителя, размером и формой его частиц, со держанием в системе; изменениями в полимерной матрице за счет взаимодей ствия полимер-наполнитель. Отвержденные ЭАК могут включать в себя до 50 мас. % различных добавок, в том ч исле и радионуклидов. При этом скорость выщелачивания достаточно низка ( менее 10 -6 г/см 2 ). Радиационная стойкость ЭАК оценивается в 10 8 Гр. /6/ Вышеперечисленные свойства отвержденных ЭАК позволяют использовать э ти композиции для связывания радиоактивных отходов среднего и низкого уровня активности в количестве до 50% по массе без затрат на дополнительну ю гидроизоляцию при хранении. Однако предварительная оценка показывае т /6/, что при активности САО до 3,7*10 10 Бк/л и д озах отверждения 10-50 кГр, радиационное структурирование ЭАК будет протек ать в течении многих месяцев или даже лет. Так как это технологически неп риемлемо, следовательно ,необходимо дальнейшее снижение дозы отвержде ния. Эта необходимость повела по пути сенсибилизации (повышения эффекти вности) процессов радиационного структурирования. С целью снижения доз ы полного отверждения в качестве сенсибилизирующей добавки в ЭАК вводя т небольшое количество отвердителя. Отвердители, то есть вещества, вступ ающие в химичесие реакции с функциональными группами эпоксидных смол, с оединяют молекулы мономера и олигомеров между собой, удлиняя цеп и созда вая поперечные связи между ними. Что касается влияния отвердителя на свойства отвержденных композиций, то по некоторым данным они придают композициям высокую радиационную ст ойкость. Однако маловероятно, что даже при значительном содержании его в ЭАК произойдет заметное изменение свойств композиции. 5.Сравнение методов отверждения радиоактивных отходов . Как видно из рассмотрения характеристик различных связующих, каждое из них обладает определенными достоинствами и недостатками, которые в бол ьшей или меньшей степени проявляются в зависимости от условий применен ия, особенностей исходных продуктов, поступающих на отверждение и многи х других факторов. Можно попытаться сравнить эти методы по некоторым опр еделяющим показателям. Ранее уже отмечалось, что радиационно отверждаемые ЭАК, могут быть использованы для связывания 50% по массе радиоактивных отходов, с удельно й активностью 3.7*10 9 – 3.7*10 10 Бк/л, то есть, среднеактивных отходов. Конкурент оспособность этого метода отверждения САО по сравнению с другими метод ами обусловлена достаточно высокими показателями химической и радиаци онной стойкости отвержденной композиции, механической прочности, а так же простотой метода. Цементирование, заключение радиоактивные отходы в полимеры на основе п олиэфирных и карбамидных смол – эти методы так же просты по технологии. Однако они проигрывают ЭАК по своим характеристикам. Продукты отвержде нии цемента и карбамидных смол химически не стойки и требуют дополнител ьной изоляции. Низка так же радиационная стойкость цемента и степень нап олнения его отходами. Кроме того, при цементировании происходит увеличе ние объема радиоактивных отходов. Технология заключения радиоактивных отходов в полиэфирную смолу так же осложняется необходимостью обезвож ивания концентратов. Стеклянная матрица, в которую предлагается заключать САО превосходит п о своим физико-химическим характеристикам, связующие на основе ЭАК. Одна ко технология остекловывания куда более сложна и энергоемка. Кроме того , необходимо отметить термодинамическую неустойчивость стекла, а так же плохую совместимость его с сульфатами и хлоридами, которые содержатся в САО в значительном количестве. процесс битумирования так же более трудоемок и энергоемок чем технолог ии на основе ЭАК. Кроме того, при термообработке, что необходимо при битум ировании, теряются летучие радионуклиды. Этот факт требует принятия осо бых мер по обеспечению безопасности как обслуживающего персонала, так и окружающей среды. (Это актуально и для остекловывания, при котором испол ьзуют более высокие температуры, чем при битумировании.) Радиационная ст ойкость битумов на порядок выше, чем у ЭАК. Пластичность битума требует з атаривания. Битумирование радиоактивных отходов может сопровождаться саморазогевом или возгоранием отходов. Технология включения радиоактивных отходов в ЭАК так же не лишена недос татков. Узкие границы применимости метода не позволяют использовать ег о для связывания отходов с удельной активностью менее 3,7*10 9 Бк: в этом случае процесс радиационного отвержд ения длится более месяца. Кроме того, композиция не дешева. Однако просто та метода и физико-химические характеристики связующего позволяют эко номить на стоимости электроэнергии и необходимости затаривания. Сравнение различных мето дов иммобилизации РАО между собой. хахарктеристика стекло мине ралопо- добная стекло- керамика керамика синрок битум цемент ЭАК скорость выщела- чивания. г/(см 2 *сут) 10 -5 – 10 -7 10 – 10 10 – 10 10- 10 10 - 10 Радиационная стойкость. Гр >10 10 >10 >10 10 (10) 10 10 Термическая стабильность 0 С 500 – 900 >650 1200 – 1500 350 250 Теплопр оводность Вт/(м*град) 0,8 – 1,5 1 – 3 0,3 – 21 0,1 – 0,3 0,1 – 0,2 0,1 – 2,5 Предел прочности на сжатие Мпа 260 – 500 <1500 30 – 60 80 – 240 Плотность. кг/м 3 2500 – 3000 3200 4350 – 4500 1000 – 1500 1500 – 2000 1100 – 1300 Степень включения РАО. % 30 – 35 10 – 20 40 – 60 < 20 - 30 <50 Основны е недостатки метода Возможно расстекловывание, образование пустот, возникновение термонапряжений; сложность, энергое мкость. Высокая стоимость, трудоемкость операций. Высокая стоимость операций. Саморазогрев, горючесть,возможно расслоение, биокорро- зия; пластичен. Увеличение объема РАО, требуется обезвоживание; подвер жен эрозии; пористость. Дороговизна композиции. /2/, /3/, /4/, /5/, /6/. Заключение Сравнение с другими методами, которые широко используются или относятс я к разряду перспективных, дает повод говорить о конкурентно способност и метода связывания среднеактивнх отходов путем включения их в радиаци онно-отверждаемые эпоксиакриловые композиции. Рассуждать о перспективах широкого промышленного внедрения метода , на верное преждевременно: необходимы дальнейшие более детальные исследов ания. Но однако, в случае, когда требуется иммобилизация сравнительно не больших количеств радиоактивные отходы и невозможно применить уже хор ошо освоенные методы (битумирование и остекловывание) вследствие сложн ости их аппаратурного оформления и энергоемкости связующее на основе э поксиакриловой композиции может быть незаменимо. Так в настоящее время в нашей стране обсуждается вопрос о строительстве атомных станций малой мощности для отдаленных бестопливных и труднодо ступных районов Дальнего Востока и крайнего Севера. Эти станции характеризуются чрезвычайно малым количеством эксплуатац ионных радиоактивные отходы. Эти отходы предполагается после кондицио нирования хранить в пристанционных хранилищах, а затем вывозить на захо ронения. Но так как на Севере на должны создаваться спецхранилища и моги льники то применение эпоксиакриловых композиций для связывания радиоа ктивных отходов в подобных условиях становится очевидным. Список использованной литературы 1.Землянухин В.И. , Ильенко Е.И., Кондратьев А.Н. и др. «радиохимическая пе реработка ядерного топлива АЭС» 2-е изд. перераб. и доп. М.: Энергоатомиздат 1989г. 2.Соболев В.А. Стефановский С.В., Лифанов Ф.А. «Синтез керамики типа SYNROCK из расплава» Радиохимия 1993 3. Крылова Н.В., Полуэктов П.П. «свойства отвержденных форм высокоактивных отходов.» Атомная энергия 1995 4.Никифоров А.С., Куличенко В.В., Жихарев М.И. «обезвреживание жидких радиоак тивных отходов» М.: Энергоатомиздат 1985 5. Соболев И.А., Ожован М.И. Баринов А.С. и др. «полимеркомпозиционные матрицы для захоронения радионуклидных ист очников ионизирующего излучения» Атомная энергия 1994 6. Персинен А.А. «радиационно- химически е превращения в эпоксидных композициях» Автореферат дис. на соискание у ч. степ. д.х.н. ЛТИ им Ленсовета – л.:1990
1Архитектура и строительство
2Астрономия, авиация, космонавтика
 
3Безопасность жизнедеятельности
4Биология
 
5Военная кафедра, гражданская оборона
 
6География, экономическая география
7Геология и геодезия
8Государственное регулирование и налоги
 
9Естествознание
 
10Журналистика
 
11Законодательство и право
12Адвокатура
13Административное право
14Арбитражное процессуальное право
15Банковское право
16Государство и право
17Гражданское право и процесс
18Жилищное право
19Законодательство зарубежных стран
20Земельное право
21Конституционное право
22Конституционное право зарубежных стран
23Международное право
24Муниципальное право
25Налоговое право
26Римское право
27Семейное право
28Таможенное право
29Трудовое право
30Уголовное право и процесс
31Финансовое право
32Хозяйственное право
33Экологическое право
34Юриспруденция
 
35Иностранные языки
36Информатика, информационные технологии
37Базы данных
38Компьютерные сети
39Программирование
40Искусство и культура
41Краеведение
42Культурология
43Музыка
44История
45Биографии
46Историческая личность
47Литература
 
48Маркетинг и реклама
49Математика
50Медицина и здоровье
51Менеджмент
52Антикризисное управление
53Делопроизводство и документооборот
54Логистика
 
55Педагогика
56Политология
57Правоохранительные органы
58Криминалистика и криминология
59Прочее
60Психология
61Юридическая психология
 
62Радиоэлектроника
63Религия
 
64Сельское хозяйство и землепользование
65Социология
66Страхование
 
67Технологии
68Материаловедение
69Машиностроение
70Металлургия
71Транспорт
72Туризм
 
73Физика
74Физкультура и спорт
75Философия
 
76Химия
 
77Экология, охрана природы
78Экономика и финансы
79Анализ хозяйственной деятельности
80Банковское дело и кредитование
81Биржевое дело
82Бухгалтерский учет и аудит
83История экономических учений
84Международные отношения
85Предпринимательство, бизнес, микроэкономика
86Финансы
87Ценные бумаги и фондовый рынок
88Экономика предприятия
89Экономико-математическое моделирование
90Экономическая теория

 Анекдоты - это почти как рефераты, только короткие и смешные Следующий
Для поддержания нужного спортивного духа к игрокам сборной России по футболу приехали жёны ... а надо было, чтобы приехали тёщи.
Anekdot.ru

Узнайте стоимость курсовой, диплома, реферата на заказ.

Обратите внимание, реферат по биологии "Сравнение иммобилизирующих свойств различных матриц по отношению к захораниваемым радиоактивным отходам", также как и все другие рефераты, курсовые, дипломные и другие работы вы можете скачать бесплатно.

Смотрите также:


Банк рефератов - РефератБанк.ру
© РефератБанк, 2002 - 2016
Рейтинг@Mail.ru