Сравнение иммобилизирующих свойств различных матриц по отношению к захораниваемым радиоактивным отходам

Санкт-Петербургский государственный Технологический институт

(Технический Университет)

Кафедра инженерной радиоэкологии и радиационной технологии

РЕФЕРАТ

Тема: « Сравнение иммобилизирующих свойств различных матриц по отношению к захораниваемым радиоактивным отходам»

Проверил: Белоус Д.А.

Выполнила: Попугаева Е.В.

Гр. 584

Санкт-Петербург

2002 г.

Содержание

Введение……………………………………………………………………. 3

1. Основные пути решения проблемы обращнеия с жидкими

радиоактивными отходами……………………………………....5

1. Отверждение отходов высокого уровня активности……………... 6

2.1Перевод радиоактивных отходов в стеклоподобные материалы. 7

2.2 Получение керамических и других материалов………………… 9

2.3 Включение РАО в металлические матрицы…………………… 10

1. Отверждение отходов среднего и низкого уровня активност. ….11

   1. Термопластичные связующие. Битум………………………….. 12

   2. Неорганические связующие. Цемент………………………….. 13

2. Радиационно отверждаемые эпоксиакриловые композиции…….14

3. Сравнение методов отверждения радиоактивных отходов…….. 17

Заключение……………………………………………………………….. 18

Список использованной литературы……………………………………..19

Введение

По мере развития ядерной энергетики возрастает количество радиоактивных отходов, представляющих потенциальную опасность для окружающей среды, здоровья настоящего и будущего поколений. Все применяемые в настоящее время методы захоронения радиоактивных отходов достаточно дороги, трудоемки и требуют специальной техники, сложных приспособлений, больших энергозатрат. Стоимость сырья и материалов используемых в этих технологиях тоже достаточно высока. Исходя из всего вышеперечисленного, разработка новых методов захоронения радиоактивные отходы выделяется как одна из основных задач.

Радиоактивные отходы – это изделия, материалы, вещества и биологические объекты, загрязненные радиоактивными нуклидами в количестве, превышающем величины, установленные действующими нормами и правилами, и не подлежащие дальнейшему использованию в данном производстве и в экспериментальных исследованиях. Радиоактивные отходы образуются при работе всех предприятий ядерно-энергетического цикла, а также радиационно-химических производств, научно исследовательских лабораторий и клиник, где используются, так или иначе источники ионизирующих излучений.

Обычно радиоактивные отходы принято подразделять по агрегатному состоянию на газообразные, жидкие и твердые, а по уровню активности- на высокоактивные(ВАО), среднеактивные (САО) и низкоактивные (НАО). Для систематизации отходов используют также и другие признаки. Например, жидкие отходы делят на водные и органические, высокозасоленные и низкозасоленные, тритийсодержащие и др.

В зависимости от категории отходов предусматривают различные способы обращения с ними. Под способом обращения понимают меиоды обработки или переработки, а также способы и условия хранения и захоронения радиоактивных отходов.

Уровень удельной активности, определяющий отнесение радиоактивных отходов к той или иной категории является условным, и границы между ВАО, САО и НАО в различных странах часто неодинаковы. В СССР, а теперь и в России, к жидким ВАО относят отходы с удельной бета-активностью выше 3,7*10¹⁰ Бк/л, имеющие высокое тепловыделение, и сохраняющие уровень активности и тепловыделения длительный период времени. Эти отходы требуют при хранении защиты и охлаждения. Жидкие САО имеют удельную бета-активность от 3,7*10¹⁰ до 3,7*10⁵ Бк/л и могут иметь невысокую альфа-активность. При хранении их, небходима защита, но не требуется охлаждение. НАО – с удельной бета- активностью 37 до 3,7*10⁵ Бк/л. Их хранение не требует ни охлаждения, ни защиты. Эта классификация близка к рекомендациям МАГАТЭ, согласно которым жидкие отходы по уровню активности подразделяют на пять категорий /1/.

1. Основные пути решения проблемы обращения с жидкими радиоактивными отходами.

Обезвреживание жидких радиоактивных отходов высокого и среднего уровня активности намечено осуществить в несколько этапов:

1 этап – сбор и первичное концентрирование

2 этап (промежуточный) – временное хранение концентратов в емкостях из нержавеющей стали

3 этап – отверждение концентратов, образующихся при переработке низко-, средне- и высокоактивных отходов.

4 этап – временное хранение отвержденных отходов в наземных хранилищах.

5 этап – транспортирование отвержденных отходов в централизованные или 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 каждого радионуклида, и сбрасывают в гидросферу.

Необходимость изоляции радиоактивных отходов от окружающей среды в течение длительного времени и стремление сократить срок обслуживания мест хранения привели к необходимости перевода радионуклидов и других опасных для окружающей среды соединений в твердую фазу. Обычно для этой цели используются специальные материалы (связующие).

Связующее, предназначенное для включения концентратов отходов, должно удовлетворять следующим требованиям:

• Высокая химическая стабильность, возможно более низкая скорость выщелачивания радионуклидов водой.

• Термическая и радиационная стойкость, которая должна гарантировать отсутствие выделения газообразных продуктов и перехода радионуклидов в газовую фазу, а также обеспечить достаточную стабильность механической и химической стойкости отвержденных отходов в процессе хранения.

• Теполфизические параметры материала (теплопроводность, теплоемкость, температуропроводность) должны способствовать облегчению отвода тепла в процессе хранения (особенно ВАО).

• Хорошая совместимость с составляющими концентрата отходов, обеспечивающая высокую степень наполнения и, следовательно, минимальный объем конечного продукта.

• Прочность, исключающая разрушение отвержденного продукта в аварийных ситуациях при транспортировании.

• Биостойкость: отвержденные продукты не должны подвергаться воздействию бактерий и микроорганизмов.

• Простое аппаратурно-технологическое оформление процесса отверждения.

• Химическая совместимость с окружающей средой хранилища.

Помимо соответствия указанным технологическим качествам, связующее должно быть сравнительно дешевым, малодефицитным, удобным для транспортирования, его производство должно быть предусмотрено в течение длительного срока.

1. Отверждение отходов высокого уровня активности.

Жидкие ВАО по истечении периода временного хранения переводят в твердую фазу. Процесс отверждения в самом общем виде может включать последовательно такие стадии как концентрирование раствора упариванием, денитрацию, сушку, прокаливание, плавление, отверждение расплава, отжиг. Возможны и другие методы отверждения, например, заключение стеклопродуктов в металлические матрицы, покрытие частиц кальцината пироуглеродом, или металлом и другие. Некоторые из возможных методов отверждения ВАО проиллюстрированы на рис. 2.1.

рис.2.1

ВАО

выпарка адсорбция на неорганических сорбентах

кальцинация сушка и изостатическое прессование

остекловывание включение в керамику покрытие углеродом, никелем

включение стеклогранул в Включение в металл

металл

2.1 Перевод радиоактивных отходов в стеклоподобные материалы.

Одним из перспективных способов отверждение ВАО перед их захоронением является остекловывание. Остекловывание – метод отверждения Радиоактивных отходов, заключающийся в смешении отходов с флюсами и превращении полученной смеси в твердые стеклообразные материалы. Разработки по отверждению ВАО начались более 30 лет назад. Изучены различные материалы от простой извести до стекол, кристаллической керамики и более сложных форм. Выбор сделан в пользу стекла как наиболее оптимального материала по свойствам удобству изготовления и имеющемуся опыту работы с ним. Из нескольких видов стекла предпочтение отдано составам силикатного и боросиликатного стекла. Другие разновидности стекла и другие материалы используются реже.

выбор неорганических стекол в качестве среды для включения радионуклидов обусловлен особенностями их строения. Расплавы стекловидных систем характерны тем, что в процессе перехода из твердого состояния в жидкое не происходит разрыва ковалентных связей между атомами Si-O, Al-O, B-O, то есть, в комплексах, образующих каркас стекла.

Для получения стеклоподобных материалов из радиоактивных отходов обычно необходимо вводить флюсующие добавки либо в процессе обезвоживания кальцинации, либо в готовые кальцинированные продукты. Дальнейшим нагреванием эти продукты переводят в расплав, дающий после застывания стеклоподобную массу.

Одна из причин, обуславливающих отличие стеклоподобных материалов, получаемых в результате остекловывания радиоактивных отходов от обычных стекол – необходимость введения в состав материала значительного количества окислов отходов, в том числе и не являющихся стеклообразователями. Для получения силикатных стекол в процессе переработки отходов в качестве флюсующих добавок используют кремнезем, окись алюминия, борный ангидрид и при необходимости соединения натрия. Соединения щелочных и щелочноземельных металлов играют роль плавней, борный ангидрид применяют для снижения вязкости расплава и его однородности. флюсующими материалами могут служить так же природные материалы: различные глины, базальтовые породы. Так же радиоактивные отходы включают в фосфатные стекла. Для их получения в процессе термической переработки к радиоактивным отходам добавляют фосфорную кислоту или фосфаты натрия. Фосфорные стекла отличаются от силикатных способностью включать большее количество включать разных окислов без угрозы ликвации (возникновения неоднородной структуры) расплава и уменьшения химической стойкости. Недостаток фосфатных расплавов состоит в высококоррозионной активности по отношению к конструкционным материалам.

Входящие в состав отходов радионуклиды в определенных количествах могут включаться в стекловидный каркас, растворяться или распределяться в расплаве в виде дискретных частиц. В остеклованных отходах (боросиликатных, алюмосиликатных, фосфатных) степень закрепления радионуклидов находится в прямой зависимости от прочности полимерного каркаса. при этом степень перехода в воду радионуклидов уменьшается в ряду: Cs, Sr, Ru, Zr, Nb, РЗЭ, Am, и другие альфа –излучатели. Для стекол, полученных при температуре 900-1150 градусов Цельсия, скорость выщелачивания для цезия и стронция составляет 10^-5-- 10^-6.

В результате хранения остеклованных отходов при повышенной температуре наблюдается изменение химической стойкости и скорости выщелачивания радионуклидов при последующем контакте с водой. В итоге фазовые разделения могут привести в результате атомной перегруппировки к расстекловыванию. В работе /5/ отмечается, что если температуру остеклованных отходов достигает 350 градусов Цельсия, то через несколько десятилетий полностью изменятся свойства любого стекла вмещающего отходы матрицы.

Остеклованные радиоактивные отходы стойки к действию ионизирующего излучения, однако в них под действием интенсивного альфа- и бетта- распада радионуклидов могут происходить различные изменения приводящие к изменению объемов, механических свойств, увеличению скорости растворения стекол. Кроме того, стекла, представляющие собой термодинамические неравновесные системы не дают достаточных гарантий от проникновения радионуклидов в окружающую среду при длительных сроках захоронения.

В процессе остекловывания радиоактивных отходов в зависимости от состава отходов и флюсующих добавок, условия получения и охлаждения расплава получают стеклокристаллические материалы с различным соотношением сткеловидной и кристаллической фаз. Это явление можно использовать для получения кристаллических минералоподобных материалов более термодинамически устойчивых, чем стекла. Для этого используют добавки минерализаторов, например фторидов некоторых элементов, двуокиси титана.

Также распространено использование в качестве матриц стеклокомпозиционных материалов. Они представляют собой стеклянную матрицу заданного состава, в которой радиоактивные компоненты распределены в виде дисперсной фазы. СКМ универсальны к составу отходов, поэтому их использование позволяет расширить класс перерабатываемых отходов.

1. Получение керамических и других материалов

Получение керамических материалов в одностадийном процессе не приводит к положительным результатам, так как вследствие выделения газообразных продуктов во время кальцинации керамика получается пористой, с низким значением теплопроводности и высокой степенью выщелачивания. Поэтому в разрабатываемых в настоящее время процессах получения керамики предусматривается использование кальцината, то есть проведение двухстадийного процесса.

Стремление получить материалы типа природных минералов, которые были бы более стабильны при захоронении в геологических породах, чем стёкла, привело к разработке ряда минералоподобных кристаллических продуктов на силикатной и другой основе.

Более стабильные материалы по сравнению с фосфатной керамикой получены при добавлении к отходам окислов кремния, кальция, алюминия и стронция, с последующим прокаливанием кальцината. Такая обработка может позволить получить аналоги минералов, связывающих отдельные радионуклиды в прочные соединения, например для цезия: CsAlSi2O6.

Более прогрессивными считаются работы по включению в керамику всех катионов, входящих в состав отходов.

Среди керамических материалов наибольшую известность приобрели керамики типа «синрок»(SYNROCK). Главными компонентами различных вариантов таких керамик являются оксиды титана и циркония, с добавлением оксидов кальция, бария и алюминия. Соединения получаются подобными существующим в природе (циркониту, голландиту, пирохлору, прайдериту и др.).

Как материал для фиксации радионуклидов эти керамики обладают хорошими характеристиками /2/, что объясняется прочным вхождением радионуклидов в кристаллические и минералоподобные матрицы. Недостатками технологии синрок являются высокая стоимость исходного сырья и трудоемкость операций.

Фосфатные керамики представляются формами для локализации радиоактивные отходы самого различного происхождения, образующихся как в водных системах, так и в технологических процессах. Стартовые отходы для переработки могут быть растворены в воде, присутствовать в виде гелей или суспензий, а также в виде сухих остатков переработанных сорбентов. Приемы фосфатного концентрирования и отверждения могут сочетаться с другими хорошо отработанными методами обращения с отходами.

2.3 Включение РАО в металлические матрицы

Для повышения надежности захоронения радионуклидных источников предложено вводить металлические добавки, способные образовывать с матричным материалом твердые растворы с температурой плавления 250-300 градусов Цельсия. При порционной подаче матричного материала добавки, способные образовывать твердые растворы, позволяют устранить возникновение микротрещин, и облегчить теплоотвод при хранении отвержденных радиоактивных отходов. Подобные металлические матрицы носят название витрометов. Металлическая фаза может быть представлена различными металлами и сплавами: Pb-Sb, Pb-Te, Zn-Al-Cu-Mg и др.

Многие из предлагаемых материалов, такие как минералоподобная керамика, синрок, витромет и т. п. , являются перспективными формами отверждения радиоактивных отходов, однако, технология их получения и аппаратурное оформление процессов развиты значительно слабее, чем для остекловывания.

1. Отверждение отходов среднего и низкого уровня активности

Средне- и низкоактивные отходы с солесодержанием более 1 г/л концентрируется упариванием с последующим отверждением кубового остатка. Некоторые из возможных методов отверждениея таких отходов представлены на рис. 3.1. Низкоактивные жидкие отходы с солесодержанием менее 1 г/л, состав которых относительно постоянен, перерабатываются по технологической схеме, 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 низкоактивных отходов можно разделить на три основных группы: термопластичные (битум и др.), неорганические (цемент, гипс) и термореактивные (полиэфирные и карбамидные смолы 0). особняком стоят полимернокомпозиционные материалы, компоненты которых входят в состав второй и третьей групп.

3.1 Термопластичные связующие. Битум

Характерно и наиболее распространенная термопластичная связующае – битум, представляющий собой продукт перегонки нефти и каменного угля.

причина широкого распространения процесса битумирования радиоактивные отходы в том, что битум характеризуется термоплавтичнеостью, позволяющей при нагревании успешно включать его в концентраты с получением гомогенного продукта, и гидростойкостью, обеспечивающих надежную изоляцию включенных компонентов. отмечается так же меньшая чувствительность битума составу отверждаемого продукта, чем у связующих, включение отходов в которые возможно при комнатной температуре.

При введении в битум компонентов, входящих в состав концентратов отходов, свойства битума изменяются. Изменения вызываются взаимодействием битума и наполнителей. Битумные блоки наполняют сухими радиоактивными веществами на 40-60 %. Битум обладает высокими гидроизолирующими свойствами. Обычно скорость вымывания солей из него характеризуется значением 10^-4 – 10^-5 г/(см² *сут.). /4/

Включения в битумные смеси ионнообменных смол и кристаллогидратов, приводит к увеличению объема наполнителя и разбуханию смеси. Присутствие синтетических моющих средств (сульфанол) пластифицирует битум, но в то же время нарушает его целостность – частично переводит его в коллоидный раствор. оба эти явления уменьшают водоустойчивость конечного продукта. Для ее сохранения приходится идти по пути уменьшения степени включения компонентов в битум. Для уменьшения вымываемости радионуклидов их стремятся перевести в нерастворимую форму или закрепить на каком-либо носителе – селективном сорбенте. Так при введении в битумную смесь ферроцианида никеля для связывания цезия вымываемость данного радионуклида заметно уменьшается. /3/

Скорость выщелачивания радионуклидов зависит от свойств используемых битумов.

При облучении битумов скорость выщелачивания радионуклидов изменяется незначительно. Очевидно, ее изменение связано с увеличением вязкости поверхностного слоя, вызванным изменением фракционного состава битумов в результате облучения.

Битумные блоки устойчивы лишь до температуры 350 градусов. Выше этой температуры между битумом и нитратом натрия возникает химическое взаимодействие, сопровождающееся термическим эффектом. Увеличение содержания солей в битумной смеси может вызываться расслаиванием ее в разогретом состоянии при транспортировании или начальном периоде хранения. Битумная смесь, так же может являться пищей для бактерий, живущих в почве в районе хранения. Это может привести к разрушению битумных блоков и распространению хранящихся в них радионуклидов.

Один из недостатков битума – его дефицитность - битум достаточно дорогой продукт, поэтому, параллельно с внедрением битума как связующего осуществляют поиск и исследования его заменителей, обладающих термопластическими свойствами (гудрон, асфальт, ДМТик (продукт лавсанового производства)). Рассматривается так же возможность использования сравнительно дешевых добавок к битуму, которые не изменяли или улучшали бы его свойства.

3.2 Неорганические связующие. Цемент.

Включения в цемент один из основных методов отверждения как гомогенных, так и гетерогенных отходов. Причина широкого распространения цементирования – негорючесть и отсутствие пластичности у отвежденного продукта, а так же простота осуществления процесса смешения концентрата отходов с цементом. Однако наряду с этим цементирование имеет ряд существенных недостатков: сравнительно невысокая степень включения отвержденных компонентов в цемент, что приводит к увеличению объема продукта; значительная вымываемость из цемента включенных в него компонентов; наличие большого количества воды в отвержденном продукте.

При большом количестве солей в цементе его прочность заметно снижается, что приводит к опасности раскалывания блоков при транспортировке (необходимо, чтобы прочность цементного камня была не ниже 10 МПа /3/). Усилия исследователей направлены на устранение или сведение к минимуму этих недостатков. Для увеличения степени наполнения стремятся цементировать практически сухие концентраты. Однако при этом так же уменьшается прочность отвержденного продукта и усложняется технология процесса. Для уменьшения вымываемости радионуклидов из цементной матрицы их обычно переводят в нерастворимые соединения или сорбируют на специальных добавках, которыми часто служат различные глинистые материалы или сланцы. Другой пусть сокращения вымываемости – уменьшение пористости цементного камня. Для этого добавляют импрегнирующие вещества (в основном полимеры) и проводят цементирование под вакуумом. Но эти мероприятия сокращают вымываемость на порядок и в то же время настолько усложняют технологию, что игра не стоит свеч, так как главным преимуществом процесса цементирования является простота. Практическое применение нашли добавки к цементу силиката натрия. Эти добавки улучшают практически все основные показатели цементирования: прочность, степень наполнения, текучесть, совместимость с основными компонентами отходов.

Цемент – дефицитный материал, поэтому прорабатывают возможность его замены более дешевыми и доступными продуктами. Одним из таких заменителей может быть шлакощелочной цементный камень.

Радиационная стойкость собственно цемента высока. Радиационному воздействию в цементированных отходах подвержены содержащаяся там вода, нитраты и другие радиационно-нестойкие компоненты.

Цементирование характеризуется также таким преимуществом, как способность сохранять неизменной форму цементных блоков. Отсутствие пластичности дает возможность исключить, или упростить вопрос о затаривании отвержденного продукта.

Гипс, как и цемент, - строительный материал, который при затворении и выдержке образует твердый камень. Поэтому его можно использовать для отверждения радиоактивных отходов. Отмечаются специфические свойства гипса с добавкой силиката натрия, как отсутствие необходимости в перемешивании после его затворения отходами непосредственно в емкости для захоронения, а также возможность включения в эту матрицу кислых отходов. Оба эти свойства выгодно отличают гипс от цемента. Но в целом, возможность использования гипса в качестве связующего малоизучена.

1. Радиационно отверждаемые эпоксиакриловые композиции

Идея использовать эпоксидные смолы для иммобилизации не нова. Этот факт обусловлен тем, что отверждаемые композиции на основе эпоксидных смол обладают рядом ценных свойств: высокой химической устойчивостью и механической прочностью, повышенной радиационной и теплостойкостью, хорошей адгезией к различным материалам (металлам, стеклу, керамике, бетону). Необходимо также отметить, что одним из основных достоинств эпоксидных смол, является их способность к радиационному отверждению. Последнее свойство натолкнуло на мысль о возможности его использования в технологии связывания радиоактивных отходов. При этом упростились операции, а энергозатраты свелись бы к минимуму.

К эпоксидным соединениям относят широкий класс веществ, содержащих в своей цепи эпоксидную группу

CH—CH , называемую также альфа-оксидным циклом.

O

Наибольшее практическое применение получили эпоксидные олигомеры, известные под общим названием «эпоксидные смолы».

Самым важным свойством ЭС является их способность переходить в неплавкое и нерастворимое состояние с трехмерной сетчатой структурой при введении 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 велики, это привело к мысли о предварительном модифицировании исходного олигомера, путем присоединения дополнительных функциональных групп. Под модифицированием понимают целенаправленное изменение свойств полимера, то есть добавление новых или устранение нежелательных качеств, при сохранении полезных свойств исходного полимера. Использование в качестве добавки акриловой кислоты (АК) позволило приблизиться к поставленной цели – созданию композиции на основе эпоксидного соединения, отверждаемой на воздухе, при комнатной температуре и поглощенными дозами не превышающими 10-20 кГр /6/.

Эпоксиакриловые композиции (ЭАК) приготовляют смешением эпоксидных смол с акриловой кислотой и длительным (несколько месяцев) выдерживанием. Структура и свойства наполненных композидов определяются в основном двумя факторами: свойствами наполнителя, размером и формой его частиц, содержанием в системе; изменениями в полимерной матрице за счет взаимодействия полимер-наполнитель.

Отвержденные ЭАК могут включать в себя до 50 мас. % различных добавок, в том числе и радионуклидов. При этом скорость выщелачивания достаточно низка (менее 10^-6 г/см²). Радиационная стойкость ЭАК оценивается в 10⁸ Гр. /6/

Вышеперечисленные свойства отвержденных ЭАК позволяют использовать эти композиции для связывания радиоактивных отходов среднего и низкого уровня активности в количестве до 50% по массе без затрат на дополнительную гидроизоляцию при хранении. Однако предварительная оценка показывает /6/, что при активности САО до 3,7*10¹⁰ Бк/л и дозах отверждения 10-50 кГр, радиационное структурирование ЭАК будет протекать в течении многих месяцев или даже лет. Так как это технологически неприемлемо, следовательно ,необходимо дальнейшее снижение дозы отверждения. Эта необходимость повела по пути сенсибилизации (повышения эффективности) процессов радиационного структурирования. С целью снижения дозы полного отверждения в качестве сенсибилизирующей добавки в ЭАК вводят небольшое количество отвердителя. Отвердители, то есть вещества, вступающие в химичесие реакции с функциональными группами эпоксидных смол, соединяют молекулы мономера и олигомеров между собой, удлиняя цеп и создавая поперечные связи между ними.

Что касается влияния отвердителя на свойства отвержденных композиций, то по некоторым данным они придают композициям высокую радиационную стойкость. 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 большей или меньшей степени проявляются в зависимости от условий применения, особенностей исходных продуктов, поступающих на отверждение и многих других факторов. Можно попытаться сравнить эти методы по некоторым определяющим показателям.

Ранее уже отмечалось, что радиационно отверждаемые ЭАК, могут быть использованы для связывания 50% по массе радиоактивных отходов, с удельной активностью 3.7*10⁹ – 3.7*10¹⁰ Бк/л, то есть, среднеактивных отходов. Конкурентоспособность этого метода отверждения САО по сравнению с другими методами обусловлена достаточно высокими показателями химической и радиационной стойкости отвержденной композиции, механической прочности, а так же простотой метода.

Цементирование, заключение радиоактивные отходы в полимеры на основе полиэфирных и карбамидных смол – эти методы так же просты по технологии. Однако они проигрывают ЭАК по своим характеристикам. Продукты отверждении цемента и карбамидных смол химически не стойки и требуют дополнительной изоляции. Низка так же радиационная стойкость цемента и степень наполнения его отходами. Кроме того, при цементировании происходит увеличение объема радиоактивных отходов. Технология заключения радиоактивных отходов в полиэфирную смолу так же осложняется необходимостью обезвоживания концентратов.

Стеклянная матрица, в которую предлагается заключать САО превосходит по своим физико-химическим характеристикам, связующие на основе ЭАК. Однако 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 технологии на основе ЭАК. Кроме того, при термообработке, что необходимо при битумировании, теряются летучие радионуклиды. Этот факт требует принятия особых мер по обеспечению безопасности как обслуживающего персонала, так и окружающей среды. (Это актуально и для остекловывания, при котором используют более высокие температуры, чем при битумировании.) Радиационная стойкость битумов на порядок выше, чем у ЭАК. Пластичность битума требует затаривания. Битумирование радиоактивных отходов может сопровождаться саморазогевом или возгоранием отходов.

Технология включения радиоактивных отходов в ЭАК так же не лишена недостатков. Узкие границы применимости метода не позволяют использовать его для связывания отходов с удельной активностью менее 3,7*10⁹ Бк: в этом случае процесс радиационного отверждения длится более месяца. Кроме того, композиция не дешева. Однако простота метода и физико-химические характеристики связующего позволяют экономить на стоимости электроэнергии и необходимости затаривания.

Сравнение различных методов иммобилизации РАО между собой.

хахарктеристика	стекло	минералопо- добная стекло- керамика	керамика синрок	битум	цемент	ЭАК
скорость выщела- чивания. г/(см2*сут)	10-5 – 10-7	10 – 10	10 – 10	10- 10	10 - 10
Радиационная стойкость. Гр	>1010	>10	>10	10 (10)	10	10
Термическая стабильность 0С	500 – 900	>650	1200 – 1500	350		250
Теплопроводность 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/м3	2500 – 3000	3200	4350 – 4500	1000 – 1500	1500 – 2000	1100 – 1300
Степень включения РАО. %	30 – 35		10 – 20	40 – 60	< 20 - 30	<50>
Основные недостатки метода	Возможно расстекловывание, образование пустот, возникновение термонапряжений; сложность, энергоемкость.	Высокая стоимость, трудоемкость операций.	Высокая стоимость операций.	Саморазогрев, горючесть,возможно расслоение, биокорро- зия; пластичен.	Увеличение объема РАО, требуется обезвоживание; подвержен эрозии; пористость.	Дороговизна композиции.

/2/, /3/, /4/, /5/, /6/.

Заключение

Сравнение с другими методами, которые широко используются или относятся к разряду перспективных, дает повод говорить о конкурентно способности метода связывания среднеактивнх отходов путем включения их в радиационно-отверждаемые эпоксиакриловые композиции.

Рассуждать о перспективах широкого промышленного внедрения метода , наверное преждевременно: необходимы дальнейшие более детальные исследования. Но однако, в случае, когда требуется иммобилизация сравнительно небольших количеств радиоактивные отходы и невозможно применить уже хорошо освоенные методы (битумирование и остекловывание) вследствие сложности их аппаратурного оформления и энергоемкости связующее на основе эпоксиакриловой композиции может быть незаменимо.

Так в настоящее время в нашей стране обсуждается вопрос о строительстве атомных станций малой мощности для отдаленных бестопливных и труднодоступных районов Дальнего Востока и крайнего Севера.

Эти станции характеризуются чрезвычайно малым количеством эксплуатационных радиоактивные отходы. Эти отходы предполагается после кондиционирования хранить в пристанционных хранилищах, а затем вывозить на захоронения. Но так как на Севере на должны создаваться спецхранилища и могильники то применение эпоксиакриловых композиций для связывания радиоактивных отходов в подобных условиях становится очевидным.

Список использованной литературы

1.Землянухин В.И. , Ильенко Е.И., Кондратьев А.Н. и др. «радиохимическая переработка 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 радиоактивных отходов» М.: Энергоатомиздат 1985

1. Соболев И.А., Ожован М.И. Баринов А.С. и др. «полимеркомпозиционные матрицы для захоронения радионуклидных источников ионизирующего излучения» Атомная энергия 1994

2. Персинен А.А. «радиационно- химические превращения в эпоксидных композициях» Автореферат дис. на соискание уч. степ. д.х.н. ЛТИ им Ленсовета – л.:1990