К.ф.-м.н., профессор Ястребинский Р.Н.

Белгородский государственный технологический университет им. В.Г. Шухова, Россия

Консервация жидких радиоактивных отходов с использованием радиационно-защитных сорбционных технологий

Используемые в настоящее время методы и технологические схемы переработки и кондиционирования ЖРО должны обеспечивать снижение концентрации радионуклидов в очищенных водах до установленных МАГАТЭ норм (10^-8 Кu/л (3,7∙10² Бк/кг) [1]. На современном этапе развития техники такая глубина очистки отработанных дезактивирующих растворов (при условии минимизации объема вторичных отходов) возможна только с применением методов ионного обмена (дренажные контурные воды с солесодержанием менее 100 мг/л) и упаривания (высокосолевые растворы), эффективности которых препятствует содержание оксалатов и ПАВ.

Отработанные ионообменные смолы и кубовые концентраты от упаривания ЖРО хранятся на АЭС или пунктах переработки в емкостях объемом от 200-500 м³ до 5-7 тыс. м³, выполненных из нержавеющей стали и помещенных в железобетонные отсеки, оборудованные системой раскачки емкостей монжусами. Такое временное хранение из-за коррозии материала емкостей не может исключить на большой срок (более 20 лет) утечку концентрата и загрязнения окружающей среды [2]. Поэтому необходим перевод концентратов в твердую форму путем включения в матричный материал, хорошо совместимый с компонентами ЖРО, обладающий высокими физико-механическими и изолирующими свойствами, обеспечивающими безопасность хранения и изоляционный барьер между радионуклидами и окружающей средой. При этом отверждение концентратов ЖРО должно не только снизить на 3-4 порядка возможность выхода радионуклидов в окружающую среду, но и обеспечить безопасность обращения с отходами и уменьшить затраты на их хранение по сравнению с жидкими концентратами.

В связи с этим, в настоящее время наиболее актуально создание единой технологии переработки и кондиционирования радиоактивных отходов, обеспечивающей химическую, тепловую и радиационную устойчивость, пониженную радиационную активность, взрывобезопасность, механическую прочность получаемого продукта, концентрирование радионуклидов в меньшем объеме, отсутствие газовыделения, а также высокие экономические показатели.

Автором предлагается экологически безопасная технология переработки жидких радиоактивных отходов: актинидов и продуктов деления, обеспечивающая снижение их МЭД (мощности экспозиционной дозы) и исключающая возможность их контакта с биосферой. Технология предполагает ступенчатую очистку и включает следующие стадии: разложение органической составляющей ЖРО различного состава автоклавной обработкой растворов; упаривание высокосолевых дезактивирующих растворов после автоклавной обработки; ионоселективная очистка дезактивирующих растворов и дренажных контурных вод на модифицированных железооксидных ионообменниках; цементирование отработанных ионообменников и осадков в бетонные компаунды; утилизация образованных компаундов внутри радиационно-стойких железо-магнетито-серпентинитовых бетонных контейнеров.

Снижение МЭД радиоактивных отходов заключается в переводе жидких радиоактивных отходов в твердые радиоактивные отходы низкой активности концентрированием радионуклидов из ЖРО внутри железооксидной матрицы радиационно-защитных ионообменников. Благодаря высокой плотности железооксидные ионообменники обеспечивают эффективный радиационно-защитный экран от фотонного излучения с энергией до 2 МэВ [3,4].

Исходным сырьем для получения ионообменников являются ультрадисперсные железооксидные порошки плотностью 4900-5100 кг/м³, обладающие высоким сечением захвата радиоизотопов. Предварительная механоактивация оксидов железа и последующая термическая обработка совместно с боросиликатными соединениями позволяет получать высокоразвитую пористую матрицу. Модификаторами служат водорастворимые кремнийорганические соединения, имеющие в своей структуре силанолятные ионообменные группировки и создающие с поверхностью железооксидной подложки гидролитически стабильную систему связей [5].

Разработанные железооксидные ионообменники предназначены для концентрирования широкого спектра наиболее токсичных радионуклидов: ¹³⁷Cs, ¹³⁴Cs, ⁹⁰Sr, ⁴⁰K, ²³²Th, ²²⁶Ra, ⁶⁰Co, ²³⁸Pu, ²⁴¹Am и по своим ионообменным свойствам превосходят сорбенты на основе ионообменных смол. Включение отработанных ионообменников в железобетонную матрицу обеспечит выщелачивание ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr не более 1∙10^-4 г/см²сут. При этом удельная бета- и альфа-активность компаунда не превышает, соответственно, 3,7∙10¹⁰ и 3,7·10⁷ Бк/кг.

Литература:

1. Технический доклад МАГАТЭ. Утилизация радиоактивных отходов / Вена. 2003. №116. 135 с.

2. Хеспе Э.Д. Испытания отвержденных РАО на выщелачивание / АИНФ -155 (П) // М.: Атомиздат. 2001. 212 с.

3. Экологически безопасная и безотходная технология кондиционирования и утилизации радиоактивных отходов / Р.Н. Ястребинский, Е.И. Евтушенко, Д.В. Воронов, Н.А. Четвериков // Современные проблемы науки и образования. 2012. №6. URL: http://www.science-education.ru

4. Композиционный материал для защиты от гамма излучения / Р.Н. Ястребинский, В.И. Павленко, П.В. Матюхин // Вестник Белгородского государственного технологического университета им. В.Г. Шухова. 2011. № 3. С. 15–18.

5. Модифицированные железооксидные системы – эффективные сорбенты радионуклидов / Р.Н. Ястребинский, В.И. Павленко, Г.Г. Бондаренко, А.В. Ястребинская, Н.И. Черкашина // Перспективные материалы. 2013. № 5. С. 39–43.