автореферат диссертации по приборостроению, метрологии и информационно-измерительным приборам и системам, 05.11.13, диссертация на тему:Методы и средства повышения экологической безопасности обращения с отходами ядерно-энергетического цикла

40ЭО«-*.-

На правах рукописи

/

/ V

С

КОЗИН Олег Алексеевич

МЕТОДЫ И СРЕДСТВА ПОВЫШЕНИЯ ЭКОЛОГИЧЕСКОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ОБРАЩЕНИЯ С ОТХОДАМИ ЯДЕРНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО ЦИКЛА

05.11.13 - приборы и методы контроля природной среды, веществ, материалов и изделий

05.14.03 - ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

о /, г\-п

Красноярск - 2011

4856228

Работа выполнена в ФГАОУ ВПО «Сибирский федеральный университет» и Радиохимическом заводе ФГУП «Горно-химический комбинат» (г. Железногорск)

Научный руководитель:

доктор технических наук, доцент Кулагина Татьяна Анатольевна

Официальные оппоненты:

доктор технических наук, профессор Кашкин Валентин Борисович

доктор технических наук, профессор Калекин Вячеслав Степанович

Ведущая организация: Национальный исследовательский Томский

политехнический университет

Защита диссертации состоится 4.03.2011 года в 14-00 часов в ауд. УЛК 115 на заседании диссертационного совета ДМ 212.099.05 при Сибирском федеральном университете по адресу: 660074, г. Красноярск, ул. Киренского, 26.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Сибирского федерального университета.

Автореферат разослан 2.02.2011 г.

Ученый секретарь диссертационного совета

О. В. Непомнящий

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы определяется необходимостью разработки методов и средств контроля потоков тепловых нейтронов в хранилищах жидких отходов ядерно-энергетического цикла и снижения вредного воздействия на окружающую среду путем применения новых наукоемких технологий обращения с радиоактивными отходами.

Механизмы образования твердых трудно растворимых осадков, результаты изучения их состава описаны в работах В. М. Ермолаева, Е. В. Захаровой, В. П. Шилова, И. Г. Тананаева и др. Условиям хранения подобных отходов, процессам, происходящим в хранилищах с течением времени, а также методам извлечения и утилизации посвящены труды российских и зарубежных ученых В. А. Василенко, А. А. Ефимова, А. С. Никифорова, Robert Alvarez, David R. Payson, Don J. Bradley, James Flynn и др. В области разработки приборов и методов неразрушающего контроля радиационных параметров известны работы В. К. Ляпидевского, А. М. Маренного, Т. В. Крейна, М. П. Бейкера, В. С. Кале-кина, G. Somogyi и др.

При существующей экстракционной технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) (PUREX-процесс) контроль ядерных параметров перерабатываемых материалов осуществляется на всех стадиях процесса с помощью химического анализа основных и промежуточных продуктов переработки или непрерывного мониторинга при помощи измерения потоков тепловых нейтронов, которые возникают как при спонтанном делении, так и при прохождении альфа-нейтроной реакции. К недостаткам первого способа следует отнести невозможность в реальном времени отслеживать изменение концентрации делящихся материалов (ДМ), которые при проведении химических процессов могут достигнуть критических концентраций; к недостаткам второго -большую погрешность измерения потоков тепловых нейтронов (требуется корректировка по результатам химического анализа). Кроме того, конструктивные особенности хранилищ-накопителей не позволяют проводить измерения плотности потоков нейтронов при высокой мощности дозы гамма-излучения. В этой связи актуально усовершенствование приборов и методов определения потоков тепловых нейтронов, которые регистрируют только нейтронные потоки, вне зависимости от гамма-излучения.

Также важной задачей является мониторинг радиационных параметров для обеспечения ядерной безопасности при утилизации шламов и малорастворимых осадков (пульпы), образованных после отстаивания низко и средне активных жидких отходов, которые составляют около 99% от основной массы и содержат большое количество продуктов деления. Химический метод извлечения осадков полностью себя исчерпал и дальнейшее его применение ведет к снижению коррозионной стойкости хранилищ. Поэтому разработка новых методов контролируемого извлечения пульпы является также актуальной задачей. В этой связи целесообразно использование принципиально иных наукоемких технологий, в частности, эффектов кавитационной технологии, достаточно лег-

ко реализуемой, энергоэффективной и в ряде случаев не имеющей альтернативы.

Работа выполнена в рамках открытого плана НИР ФГАОУ ВПО «Сибирский федеральный университет» «Разработка энергоэффективных и экобе-зопасных технологий» в 2005-2008 гг. Тема диссертации соответствует перечню «Критические технологии РФ» по направлению «Системы жизнеобеспечения и защиты человека».

Объект исследования - приборы неразрушающего контроля потоков тепловых нейтронов в хранилищах жидких отходов ОЯТ.

Предмет исследования - характеристики приборов и технологических процессов контроля ядерных параметров перерабатываемых материалов и обращения с радиоактивными отходами.

Цель диссертационной работы: разработка, испытания и внедрение приборов и методов неразрушающего контроля параметров перерабатываемых делящихся материалов в хранилищах жидких отходов ОЯТ.

Задачи исследований:

создание приборов контроля потоков тепловых нейтронов с улучшенными характеристиками, изучение их характеристик и разработка рекомендаций по их использованию в хранилищах жидких отходов ОЯТ ядерно-энергетического цикла;

разработка методики дистанционного обнаружения малорастворимого слоя пульпы и контроля ядерных параметров перерабатываемых делящихся материалов на основе анализа механизма образования и состава малорастворимых отходов ядерно-энергетического цикла, возникающих при традиционной переработке пульпы и;

разработка метода извлечения пульпы из отстойников-хранилищ при пониженном коррозионном воздействии на стенки хранилищ с использованием кавитационной технологии.

Методы исследований. Поставленные задачи решены современными теоретическими и экспериментальными методами при комплексном использовании новых приборов для обнаружения тепловых нейтронов, методики дистанционного обнаружения малорастворимого слоя пульпы и наукоемких технологий обращения с отходами ОЯТ. Разработаны и изготовлены экспериментальные стенды, проведены натурные и модельные физические исследования.

Научная новизна и положения, выносимые на защиту:

1. Разработана и научно обоснована принципиально новая концепция прибора для определения и неразрушающего контроля потоков нейтронного излучения в малорастворимом слое пульпы хранилищ жидких отходов ядерно-энергетического цикла, отличающегося применением полимерных детекторов при проведении измерений трековыми дозиметрами и позволяющего регистрировать слабые потоки тепловых нейтронов на фоне помех, созданных мощным гамма-излучением;

2. Предложена методика дистанционного обнаружения малорастворимого слоя пульпы и контроля ядерных параметров перерабатываемых делящихся материалов, отличающаяся учетом механизма его образования и состава. Уста-

новлено, что малорастворимый слой в отходах ядерно-энергетических систем образуется вследствие избирательного взаимодействия химических реагентов с компонентами пульпы, состоящих из различных фракций;

3. Разработан метод деструкции компонентов пульпы при размыве осадков растворами на основе кавитационно-активированной воды, обеспечивающий увеличение скорости растворения и объемов удаляемых осадков и найдены зависимости преобразования трудно растворимых осадков от времени и чисел кавитации обработки воды.

Практическая значимость и использование результатов работы.

Разработанная методика и прибор дистанционного обнаружения и контроля ядерных параметров перерабатываемых материалов малорастворимого слоя пульпы использованы при обращении с энергетическими отходами на Радиохимическом заводе ФГУП «Горно-химический комбинат» (г. Железногорск).

Основные результаты диссертации включены в курс лекций «Охрана окружающей среды в теплотехнологиях» для студентов ФГАОУ ВПО «Сибирский федеральный университет», обучающихся по направлениям подготовки «Теплоэнергетика» и «Техносферная безопасность».

Достоверность полученных результатов базируется на основных положениях ядерной физики, гидрогазодинамики и подтверждается метрологическими характеристиками использованного оборудования, а также удовлетворительным совпадением расчетных данных с экспериментальными результатами, полученными на физической модели и действующем промышленном оборудовании.

Личный вклад автора. Научные и практические результаты, положения, выносимые на защиту, разработаны и получены автором. Общая научная идея, направления и задачи исследований были сформулированы при участии научного руководителя. Модельные и натурные исследования проводились в лабораториях ФГАОУ ВПО «Сибирский федеральный университет» и Радиохимического завода ФГУП «Горно-химический комбинат», сотрудникам которых автор выражает свою глубокую признательность за помощь в проведении данной работы.

Апробация результатов диссертации. Основные положения работы, результаты теоретических, вычислительных и экспериментальных исследований докладывались и обсуждались на следующих конференциях, конгрессах и т.п.:

1-3. XI, XII и XV Всероссийских научно-практических конференциях «Социальные проблемы инженерной экологии, природопользования и ресурсосбережения» (2005,2006,2009, Красноярск);

4. 4-ом Международном конгрессе по управлению отходами «ВэйстТэк-2005» (2005, Москва);

5. 6. VI и XII Всероссийских научно-практических конференциях «Энергоэффективность систем жизнеобеспечения города» (2005, 2010, Красноярск);

7. III Международной летней научной школы «Гидродинамика больших скоростей и численное моделирование» (2006, Кемерово);

8. XVI Международной научно-технической конференции «Экологическая и техногенная безопасность. Охрана водного и воздушного бассейнов. Утилизация отходов» (2008, Бердянск, Украина);

9. Второй ежегодной научно-практической конференции НОР «Перспективы развития в России НБИК-технологий как основного научного направления прорыва к шестому технологическому укладу» (2010, НИЯУ «МИФИ», Москва);

10. Joint Meeting of the Material Control and Accounting (MC&A) Equipment and Methodologies (MEM) Working Group (WG) and Representatives of the U.S. Department of Energy (DOE) MC&A Measurements Project, Office of National Iftfrastruc-ture and Sustainability (Bucharest, Romania, 2010).

Публикации. По теме диссертации опубликовано 18 научных работ, из них: одна монография (в соавторстве), четыре статьи в периодических Изданиях по списку ВАК, восемь статей в других изданиях и за рубежом, пять работ в трудах Международных и Всероссийских научно-технических конференций.

Объем и структура работы. Материалы диссертаций изложены на 123 страницах основного текста, включающих 36 рисунков и 18 таблиц. Работа состоит из введения, четырех разделов, основных выводов и рекомендаций, списка использованных источников из 86 наименований и приложения.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность темы диссертационной работы, сформулирована цель и задачи исследований, определены ее научная новизна и практическая значимость.

В первом разделе проведен анализ методов и средств дистанцйонного обнаружения делящихся материалов, образования твердых осадков и различных методов их извлечения.

В настоящее время на предприятиях ядерно-энергетического цикла во всем мире возникли проблемы по переработке высокоактивных отходов, которые были накоплены за более чем сорокалетнюю деятельность. Время показало, что длительное хранение активных жидких отходов приводит к накоплению твердого осадка. Именно эта форма отходов и является наиболее сложной с точки зрения переработки и утилизации.

В хранилищах жидких радиоактивных отходов (ЖРО) доступен лишь химический анализ, и только лишь жидкой фазы или с поверхности накопленного осадка. Толщина накопленного осадка составляет от 5 до 23 метров в различных емкостях. Отбор керна по глубине затруднен из-за высокой гамма активности пульпы, в которой сосредоточены продукты деления, от которых очищено ОЯТ. Этот же фактор (высокая гамма активность) не позволяет измерить нейтронные потоки, т. к. существующие детекторы, принцип регистрации которых основан на измерении тока ионизации газа в рабочей камере, не способны выделить полезный сигнал на фоне помех, созданных мощным гамма-излучением.

В работах А. С. Никифорова, О. Д. Кедровского, Э. М. Костина, Robert Alvarez, James Flynn изложены способы извлечения, основанные на размыве твердого осадка гидромониторами, растворении при помощи химических реагентов и подъема растворенного осадка при помощи вакуум-давленческого оборудования. Этот способ приводит к неравномерному извлечению компонентов пульпы и накоплению в пограничном слое тяжелых элементов группы ак-

тиноидов, обладающих большой плотностью и наименьшей растворимостью, что создает дополнительные проблемы.

В последние десятилетия путем различных физических воздействий на воду стало возможно получение новых ее физико-химических свойств, способных сохраняться достаточное для практического использования время. Получаемую воду стали называть активированной или модифицированной. При этом активность растворов, смесей, электролитов и т. д., зависит от различных внешних факторов. Физико-химические аспекты изменения свойств воды с использованием ультразвуковых генераторов кавитации рассмотрены в работах С. П. Зубрилова, М. А. Маргулиса и др. В работах В. М. Ивченко, В. А. Кулагина, А. Ф. Немчина и др. рассмотрены различные аспекты гидродинамической кавитации. Несмотря на многообразие исследований изменения физико-химических свойств воды, прошедшей кавитационную обработку, в литературных источниках отсутствуют сведения о продолжительности метастабильного состояния обработанной воды, что влечет за собой необходимость исследования процессов релаксации ее свойств. Специфика определенного круга задач, связанных с применением кавитации при водоподготовке в объектах ядерной техники обусловило необходимость проведения исследований в этом направлении.

Результаты проведенного анализа литературных источников подтверждают актуальность выбранной темы диссертационного исследования и целесообразность решаемых задач.

Во втором разделе изложены сведения о разработке методики дистанционного обнаружения и контроля ядерных параметров слоя ДМ, образующегося при переработке пульпы.

Острая необходимость измерений потоков тепловых нейтронов возникла при переработке твердой фазы, так как при размыве результаты анализов разжиженной пульпы указывают на большое количество легких компонентов, которые обладают лучшей растворимостью, чем соединения ДМ. В этом случае высока вероятность накопления ДМ на границе жидкой и твердой фазы и возникновение условий для реакции деления активных компонентов.

Измерения штатными приборами показали отсутствие потоков тепловых нейтронов. Но при подробном анализе результатов оказалось, что современные приборы не обладают достаточным разрешением для определения потоков тепловых нейтронов на фоне гамма-излучения, мощность которого достигает в этих хранилищах до 10 Гр/ч.

Предлагаемый метод основан на свойствах тонких диэлектриков регистрировать осколки деления мишени из урана-235 при облучении их тепловыми нейтронами. Принцип регистрации основан на регистрации осколков деления, которые возникают при реакции деления ядер урана-235, рисунок 1. Реакция деления ядер урана-235 происходит при взаимодействии этих ядер с внешним тепловым нейтроном 6, который взаимодействует с делящимся ядром 1. В процессе взаимодействия ядро распадается с образованием осколков деления, обладающими высокой кинетической энергией и которые можно зарегистрировать тонкими диэлектрическими пленками.

Принцип регистрации показан на рисунке 2. Тепловые нейтроны 6 взаимодействуют с ядрами мишени 2. Возникает реакция индуцированного деления 4. Осколки деления 3 вылетают из мишени и взаимодействуют с ПЭФТ пленкой 1. В пленке образуются повреждения 5, которые после обработки щелочью, можно зафиксировать оптическим или электроискровым способом. Количество треков по числу искр может быть определено автоматически в течение нескольких секунд. По А1-реплике можно видеть распределение треков в диэлектричес-

Рисунок 1 - Схема прохождения вынужденного деления ядра урана-235 при взаимодействии с тепловым нейтроном: 1 - ядро урана-235, 2, 3 - осколки деления, 4 - быстрые нейтроны, 5 - тепловые нейтроны, которые возникают после торможения быстрых нейтронов, б - тепловой внешний нейтрон, который требуется зарегистрировать

Рисунок 2 - Схема регистрации тепловых нейтронов трековым детектором. 1 - диэлектрическая пленка, 2 - мишень, состоящая из ядер урана-235, 3 - осколки деления, 4 - место прохождения реакции деления, 5 - сквозные повреждения, б - поток тепловых нейтронов

ких детекторах. Максимально измеряемая плотность в используемых искровых счетчиках не превышает З'Ю3 см"2. Выбор диэлектрического детектора и геометрия облучения зависят от задачи эксперимента и его регистрационных свойств. Как правило, в них используют внешнюю мишень, однако иногда диэлектрические детекторы применяют и как мишень, исследуя пересекающие поверхность треки, либо с помощью специальных методов выявляют события внутри слоя детектора.

В третьем разделе для достижения технического результата разработана новая конструкция трекового детектора, позволяющего проводить регистрацию тепловых нейтронов. Конструкция включает в себя герметичный контейнер (рисунок 3), в котором установлены трековые детекторы. Для проверки эффек-

тивности регистрации тепловых нейтронов был изготовлен стенд для одновременной проверки шести детекторов (рисунок 4).

Перед проведением испытаний были проведены расчеты физических параметров детекторов. На основе результатов расчетов (таблица 1) были изготовлены новые детекторы, которые согласно своим физическим свойствам должны регистрировать потоки тепловых нейтронов вне зависимости от гамма-излучения. После определения основных параметров, проводили проверку работоспособности и эффективности регистрации трековых детекторов на специаль-

Контейнеры с детекторами

Гранено ршое кольцо Крышка

Корпус кошейнера

Мишени и 1

Фторопластовая полложка с пленочным детектором

Пластина

Балласт

Рисунок 3 - Контейнер с трековыми детекторами

Рисунок 4 - Стенд для проверки эффективности регистрации тепловых нейтронов

Линейка

Контейнеры с детекторами

Источник тепловых нейтронов

Рисунок 5 - Установка для проверки эффективности регистрации тепловых нейтронов

ной установке, рисунок 5. Поверка детекторов проводилась в широком пучке от сферического источника. В защитный контейнер были установлены по два дозиметра - один в кадмиевой защите другой без нее, время экспозиции 16 часов. Результаты измерений приведены в таблице 2. Оценки среднего квадратичного отклонения результатов измерений, вычисленные по формуле:

п(п -1)

соответственно, составляют: ¿501 = 3,18 %; Л502 = 3,53 %; 550з = 4,06 %; 5*504 — 4,37 %; 5*505= 2,73 %; £506= 5,51 %. Полученные результаты показывают высокую сходимость с результатами расчетов, см. таблицу 3.

После успешных испытаний на образцовых источниках тепловых нейтронов на фоне высокой мощности гамма-излучения была проведена серия из-

мерений потоков тепловых нейтронов параллельно с электронными средствами измерений, которые не зарегистрировали нейтронные потоки.

При использовании нового прибора удалось обнаружить слабые потоки тепловых нейтронов именно в зоне переработки и даже приблизительно определить глубину пограничного слоя с измененным соотношением делящихся и поглощающих материалов (рисунок 6). Измерения проводились по всей глубине хранилища, на графике рисунка 6 выделен диапазон от 5 до 20 метров, где обнаружены потоки тепловых нейтронов, на остальных отметках тепловые нейтроны отсутствуют.

Таблица 1 - Результаты расчетов физических параметров детекторов

Мишени Масса 2"и, (г) Масса из08, (г) Расчетное значение, (треки)

501 9,00-10"4 ЗД9-10'3 442,99

502 8,80-Ю"4 3.12-10-3 433,15

503 9,50-10'4 3,37-10"3 467,58

504 9,40-Ю"4 3.33-10'3 462,66

505 9,50-Ю-4 3,37Е-103 467,58

506 1.1410'3 4.04Е-10"3 561,00

Таблица 2 - Результаты измерений

Мишени без кадмиевой зашиты

п Мишень 501 Мишень 502 Мишень 503

Л, N¡-N

1 574 5,33 28,44 541 -1,33 1,78 516 6,67 44,44

2 569 0,33 0,11 537 -5,33 28,44 502 -7,33 53,78

3 563 -5,67 32,11 549 6,67 44,44 510 0,67 0,44

Среднее значение 568,67 542,33 509,33

Мишени с кадмиевой защитой

п Мишень 504 Мишень 505 Мишень 506

N1 Щ-Ы Л^-Дт Л^-ЛГ

1 37 3,33 11,11 32 -3,67 13.44 57 9,00 81,00

2 39 5,33 28,44 34 -1,67 2,78 49 1,00 1,00

3 25 -8,67 75,11 41 5,33 28,44 38 -10,00 100,00

Среднее значение 33,67 35,67 48

Проведенные испытания подтвердили расчеты физических параметров. Была уточнена эффективность регистрации нейтронов и разработана методика измерений в емкостях. Предложенный метод контроля физических характеристик жидких радиоактивных отходов позволяет своевременно принимать меры по снижению риска возникновения радиационных аварий, при подготовке их к переводу в твердое состояние и окончательному захоронению.

В четвертом разделе приведены результаты экспериментальных исследований по использованию кавитационно-активированной воды для извлечения пульпы из хранилищ объектов ядерной техники.

Известно, что после гидродинамической обработки воды ее физико-хими-

ческие характеристики существенно изменяются, что позволяет использовать модифицированную воду в технологических процессах водоподготовки и коррекции свойств воды в энергетических комплексах. В данной работе проведена серия опытов по определению влияния кавитационного воздействия на физико-химические свойства воды при условии максимального кавитационного эффекта.

В процессе кавитационной обработки воды происходит увеличение температуры и электропроводности. Максимальное увеличение электропроводно-

Таблица 3 - Расчетные и экспериментальные данные

Экспериментальные значения, (треки)

Расчетное значение, (треки)

Расхождение, %

Мишени

■ - .

ШЗЗЗ-

10». 933 33-.

31667700533 £ Мб 0*7-

§ з»..

2 23333-V 11667—

Герметичный карман, через который проводились измерения потоков тепловых ней фоной

Глубина измерения, метры

Зона обнаружения нейтронного излучения, от 8.5 до 17метров

Рисунок 6 - График изменения плотности потока тепловых нейтронов, измеренного трековыми детекторами в хранилище жидких радиоактивных отходов

сти дистиллированной воды, соответствующее значению 28,3-10"6 Ом"'-см"', схоже с увеличением электропроводности при термической активации с нагревом до 200°С и связанно с диссоциацией молекул воды на катионы водорода и анионы гидроксила. Наиболее значительное увеличение электропроводности отстоявшейся водопроводной воды связанно, как с диссоциацией молекул воды, так и с ионизацией примесей.

Уменьшение концентрации растворенного кислорода происходит вследствие действия как теплового (из-за снижения растворимости кислорода в воде с ростом температуры), так и химического факторов, что выражается в повышении рН.

Установлено, что зависимости изменения физико-химических свойств от режима обработки имеют подобный характер для всех типов воды, а степень изменения пропорционально увеличению частоты вращения ротора, следовательно, уменьшению числа кавитации. Максимальное влияние кавитационного воздействия наблюдается при минимальных числах кавитации.

Для моделирования процесса нейтрализации использованы растворы следующего состава (г/дм3): кислый: HN03 - 30; AI - 3,0; Fe - 10,0; Cr - 2,0; Mn -3,0; Ni - 2,0; Ca - 0,7; U - 10,0; и щелочной: NaOH - 200; Si02 - 3,0. Расчеты показали, что значение pH, равное 11, достигается при соотношении объемов кислого и щелочного растворов 1:0,4. При этом образуется осадок, следующего состава: гематит - 31 % об.; андрадит (Ca3Fe2Si30i2) - 9,4 %; гиббсит (А1(ОН)3) - 23 %; диуранат натрия - 12,9 %; окись хрома - 9,8 %; нефелин (NaAlSiO-t) -0,4 %; диоксид марганца - 8,1 %; бунзенит (NiO) - 4,6 %. Общий объем осадка при нейтрализации 1 м3 модельного отхода составляет 8,13 дм3. Осадок такого минерального состава использован в расчетах, имитирующих химические превращения при длительном хранении пульп.

Расчет химических взаимодействий выполнен с использованием комплекса GEOCHEQ для автоматизированного геохимического моделирования, состоящего из программы расчета равновесий методом минимизации свободной энергии и сопряженной с ней базы термодинамических данных, основу которой составляет известная база данных SUPCRT92 с рядом изменений и дополнений.

Изменения минерального состава осадка рассчитаны исходя из режима эксплуатации емкости при долговременном хранении пульп в зависимости от температуры (в интервале 80-180 °С) и объема раствора, контактировавшего с осадком (25, 100, 500 и 1000 м3). Расчеты при температуре выше 140 °С позволяют уточнить направленность развития гидротермальных преобразований. В обоих случаях состав модельного промывочного раствора соответствовал реальному химическому составу декантата (г/дм3): NaOH - 8; NaN03 - 150; Na2C03 - 4; AI - 2; Si02 - 0,05.

Результаты термодинамических расчетов (рисунок 7) дают представление о возможном фазовом составе осадка, формирующегося при различных температурах (от 80 до 180 °С). Изменение состава осадка в зависимости от времени хранения пульп в емкостях моделировали путем увеличения объема декантата, контактировавшего с осадком (Т:Ж = 0,08:25 и 0,08:1000). Температурный диапазон и соотношения фаз были выбраны с учетом условий формирования верхнего и нижнего слоев пульпы в емкости. Полученные результаты с высокой степенью вероятности иллюстрируют распределение компонентов пульпы и объясняют неравномерность их извлечения.

Визуальный осмотр отобранных проб осадков показал, что по своей консистенции они не текучи и не содержат видимой жидкой фазы. Результаты анализа проб пульпы (таблица 4) показали, что верхний слой твердой фазы в емкости после первого и второго этапов обработки на 78,7 и 87,9 % масс, соответственно состоит из алюмосиликатов. После второго этапа обработки по сравнению с первым этапом в верхнем слое твердой фазы в 2,7-2,9 раза уменьшилась концентрация железа. Таким образом, после второго этапа обработки состав

пористого слоя твердой фазы существенно приблизился к составу труднорастворимой твердой фазы.

Исследования проводили с использованием нескольких проб малорастворимой гидроалюмосиликатной твердой фазы. Для обработки пульпы при повышенной температуре использовали термостат, позволяющий поддерживать заданную температуру рабочей смеси с погрешностью не более 3 °С. Рабочие растворы готовили из химических реактивов марок «Ч» и «Х.Ч.». Измерение объема твердой и жидкой фаз проводили после отстаивания суспензий в течение суток. В случаях, если жидкая фаза за этот период не осветлялась, время отстаивания увеличивали или раствор фильтровали через бумажный фильтр «синяя лента». Отбор жидкой фазы на анализ проводили путем декантации.

Рисунок 7 - Минеральный состав модельных осадков в контакте с 1 ООО м модельного раствора при температурах 80-180 °С (нижний слой пульпы)

Выполнение каждого эксперимента завершали итоговым растворением оставшейся твердой фазы в концентрированной азотной кислоте, содержащей 10 г/л фторида аммония и 10 г/л пероксида водорода при температуре 95 °С и интенсивном перемешивании сжатым воздухом. При этом твердая фаза полностью растворялась за 1-5 часов. Полученный раствор подвергали химическому анализу с помощью титрометрических, фотометрических, атомно-абсорбцион-ных и потенциометрических методов. Состав твердой фазы определяли расчетным путем по результатам анализа жидкой фазы.

С труднорастворимой твердой фазой проведено три опыта. Опыты проводили поочередно: по завершении первого опыта начинали следующий. Такая постановка экспериментов позволила корректировать режимы обработки пульпы в последующих экспериментах.

Таблица 4 - Состав пульпы в емкости после ее обработки растворами, содержащими азотную кислоту и отходы производства капролактама (ОПК)

Компонент или показатель Концентрация компонента или величина показателя в пульпе

после 1-го этапа обработки после 2-го этапа обработки

Алюминий, г/л 58,8 117,8

Марганец, г/л 6,5 8,7

Железо, г/л 54,1 17,4

Хром, г/л 1,9 0,4

Диоксид кремния, г/л 247,0 131,2

Никель, г/л 6,1 7,4

Нерастворимая в воде твердая фаза, г/л 624,8 581,1

Нитрат натрия, г/л 250,0 149,0

Плотность, г/см3 1,559 1,478

Влажность, % масс. 43,9 50,9

При определении состава пористого слоя твердой фазы, образовавшегося после второго этапа обработки пульпы, изучили взаимодействие этой твердой фазы с концентрированными растворами азотной кислоты, содержащими по 10 г/л фторида натрия и пероксида водорода (реагент 1), и раствором гидрокси-да натрия. Результаты опытов приведены в таблице 5.

Данные таблицы 5 показывают, что концентрированные растворы азотной кислоты эффективно разрушают структуру ГАСН. Например, за три последовательных обработки твердой фазы горячими растворами азотной кислоты ее кажущийся объем увеличивается в 9,3 раза (опыт 1). При этом в растворах азотной кислоты растворяется 51,1 % масс, содержащегося в пульпе алюминия и только 1,1 % масс, диоксида кремния.

В растворе, содержащем 200 г/л гидроксида натрия (опыт 2), в большей степени растворяются соединения кремния. При снижении концентрации гидроксида натрия до 20 г/л повышается степень растворения соединений алюминия. За две последовательные обработки твердой фазы пульпы растворами гидроксида натрия объем твердой фазы увеличился в 6,7 раза. Кроме того, после обработки твердой фазы растворами гидроксида натрия увеличивается полнота растворения соединений алюминия и кремния в концентрированных растворах азотной кислоты. При этом, объем твердой фазы по сравнению с исходным может увеличиться в 16 раз. В опыте 2 растворами гидроксида натрия и азотной кислоты было растворено 69,6 % масс, алюминия и 30,1 % масс, диоксида кремния.

Таким образом, применяя при температуре 80-90 °С растворы гидроксида натрия и концентрированной азотной кислоты, можно достаточно эффективно разрушить образовавшийся на поверхности пульпы в емкости пористый слой твердой фазы, состоящий в основном из гидроалюмосиликатов натрия. Однако емкость предназначена для хранения щелочных растворов и осадков, поэтому применение в ней концентрированных растворов азотной кислоты по техническим условиям запрещено.

В следующем опыте (опыт 3) для разрушения структуры пористого слоя твердой фазы и его растворения поочередно проводили его обработку раствором, содержащим 100 г/л гидроксида натрия, и раствором, содержащим 40 г/л азотной кислоты и 20 % об. ОПК. После применения каждого раствора твердую фазу промывали водой. Время обработки составляло 6 ч, а полученную суспензию отстаивали в течение суток и замеряли объем твердой фазы. При проведе-

нии последней, 11-й обработки пульпы раствором, содержащим азотную кислоту и ОПК, время перемешивания твердой фазы с раствором увеличили до 18 ч.

Суммарный объем растворов (щелочных и кислых), полученных в ходе обработки пульпы, составил 590 мл, при этом объем пульпы увеличился в 2,22 раза (с 1,8 до 4,0 мл). Степени растворения алюминия и кремния близки и составляют 35,2 и 34,4 % соответственно.

Таблица 5 - Результаты предварительных опытов по обработке пористого слоя пульпы реагентами

Этап обработки Растворы, использованные для обработки пульпы Объем твердой фазы, мл Объем деканта-та, мл Концентрация в декантате, г/л

до обработки после обработки Мп Ре А1 ЭЮг

Опыт 1

1 Вода 1,4 3,5 33 - - 0,06 0,04

2 Реагент 1 3,5 6,5 38 0,04 0,25 1,80 0,02

3 Реагент 1 6,5 11,0 27 0,01 0,10 0,55 0,02

4 Реагент 1 11,0 13,0 35 <0,01 0,06 0,03 0,02

Опыт 2

1 200 г/л №ОН 1,5 6,5 33 0,01 <0,01 0,29 0,98

2 20 г/л №ОН 6,5 10,0 36 0,01 <0,01 0,65 0,27

3 Реагент 1 10,0 24,0 16 0,04 0,48 1,18 0,11

4 Реагент 1 24,0 17,0 45 0,24 0,25 1,58 0,34

С целью проверки работоспособности новой методики была приготовлена смесь компонентов, составляющая основу твердых осадков (ГАСЫ + БЮг), и проведена серия опытов по размыву модельной пульпы кавитационно-активированной водой. Также проведен опыт 4 по образцу опыта 3, только простую воду заменили кавитационно-активированной водой. Результаты опытов приведены в таблице 6.

Были взяты две аликвоты объемом около 3 мл. Одну аликвоту залили 50 мл чистой воды. Вторую аликвоту залили 50 мл кавитационно-активированной воды. Пульпу обрабатывали без нагрева (Г = 22 °С) при интенсивном перемешивании сжатым воздухом в течение 6 ч с последующим отстаиванием в течение 18 ч. Визуальный осмотр показал, что при обработке аликвоты чистой водой в смеси остались крупные фрагменты пульпы: произошло неравномерное размывание твердой фазы, и около 15 % последней перешло в суспензию. После отстаивания граница раздела фаз оказалась размытой.

При обработке аликвоты кавитационно-активированной водой крупных фрагментов оказалось значительно меньше: в суспензию перешло около 60 % твердой фазы. Граница раздела фаз хорошо просматривается. Осадок кардинально отличается от предыдущего: имеет больший объем, обладает меньшей плотностью и более густой консистенцией. В момент размывания твердой фазы происходит взаимодействие компонентов пульпы с активными компонентами кавитационно-активированной воды, вследствие чего частицы пульпы разбухают. Это свидетельствует о более активном физическом воздействии кавита-ционно-активированной воды на частицы пульпы. Результаты опыта 4 показали, что выход компонентов пульпы в раствор достигает 56,03 % по А1 и 60,72 %

Таблица 6 - Распределение компонентов алюмосиликатного слоя твердой фазы между используемыми для его обработки растворами (опыт 3, 4)

Этап обработки Состав растворов, используемых для обработки пульпы Степень перехода в раствор, % (опыт 3) Степень перехода в раствор, % (опыт 4)

Л1 Si02 AI Si02

I 100 г/л NaOH 2,52 1,81 5,79 4,34

2 На0 2,04 0,70 2,36 0,85

3 HNOj + ОПК 1,39 8,57 2,50 15,43

4 Н20 0,56 0,57 0,64 0,64

5 100 г/л NaOH 8,88 2,74 16,87 6,30

6 Н20 5,54 0,94 6,34 1,15

7 HNOj + ОПК 1,22 8,65 2,01 14,96

8 Н20 0,32 1,01 0,36 1,14

9 100 г/л NaOH 4,72 2,57 9,48 5,04

10 Н20 6,60 1,28 7,34 1,68

П HNO} + ОПК 1,36 5,54 2,31 9,19

Итого 35,6 3439 56,03 60,72

Степень перехода AI в раствор

- .....

1=± —к:

--С^ к ж

__ fH

Номер обработки

Рисунок 8 - Степень перехода AI в раствор

18 „ 16

§ 14

8 12 ш 10

I 2 »2

Степень перехода ЭЮг в раствор

У га

/\ /\

/ \ / \ ОпытЗ -а-оиьп-4

/ А \ / А \ ^

/ /Д \ га / /\ \ /

В // \\ ¡/ \д J1 /у»

/V Ч Аж.

-Чл г^-" ^¡Г

5 6 7 Номер обработки

10

Рисунок 9 - Степень перехода Si02 в раствор

по 8Юг, при традиционной переработке - соответственно 35,6 и 34,39 % (таблица 6, рисунки 8,9).

В приложении представлены материалы по использованию результатов диссертационной работы в промышленности и учебном процессе.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

1. Установлено, что малорастворимый слой пульпы образуется вследствие избирательного взаимодействия химических реагентов с компонентами пульпы. Основу малорастворимого слоя составляют ГАСН. Они получаются путем смешивания щелочно-нитратного раствора, в котором содержится силикат натрия, со щелочно-алюминатным раствором. Растворение малорастворимых осадков возможно только при высокой концентрации химических реагентов и повышенной температуре, что недопустимо по техническим условиям эксплуатации хранилищ;

2. Разработана и научно обоснована принципиально новая концепция прибора для определения и неразрушающего контроля потоков нейтронного излучения в малорастворимом слое пульпы хранилищ жидких отходов ядерно-энергетического цикла, отличающегося применением полимерных детекторов при проведении измерений трековыми дозиметрами и позволяющего регистрировать слабые потоки тепловых нейтронов на фоне помех, созданных мощным гамма-излучением;

3. Предложена методика дистанционного обнаружения малорастворимого слоя пульпы и контроля ядерных параметров, перерабатываемых делящихся материалов, отличающаяся учетом механизма его образования и состава, позволяющая своевременно принимать меры по снижению риска возникновения радиационных аварий при подготовке жидких радиоактивных отходов к переводу их в твердое состояние и окончательному захоронению;

4. Предложен метод деструкции компонентов пульпы при размыве осадков растворами на основе кавитационно-активированной воды, обеспечивающий увеличение скорости растворения и объемов осадков. Экспериментально установлено, что применение кавитационно-активированной воды позволяет увеличить выход малорастворимых компонентов пульпы до 56,03 % (по А1), и до 60,72 % (по БЮг) по сравнению с традиционной переработкой (соответственно 35,6 % и 34,39 %). Использование эффектов кавитации при переработке отходов ядерно-энергетического комплекса позволяет равномерно извлекать компоненты пульпы, избегая накопления делящихся материалов и снижая коррозионную нагрузку на конструктивные элементы хранилища;

5. Определены время (для различных условий оно находится в интервале от 100 до 500 часов и более) и степень релаксации модифицированных свойств воды, что позволяет использовать такую воду в качестве несущей фазы для приготовления растворов при переработке основных компонентов пульпы ОЯТ. Установлены зависимости преобразования трудно растворимых осадков от времени, скорости и чисел кавитации обработки воды и водных растворов.

Основное содержание диссертации отражено в публикациях: монография -

1. Управление промышленными и особоопасными отходами: Монография / Т. А. Кулагина, А. И. Матюшенко, О. А. Козин и др.; ред. А. И. Матю-шенко. - Москва-Смоленск: Изд-во «Маджента», 2010. - 480 е.;

статьи, опубликованные в изданиях из перечня, рекомендованного ВАК:

2. Козин, О. А. Извлечение осадков на предприятиях по переработке отработавшего ядерного топлива / О. А. Козин, Т. А. Кулагина // Химическое и нефтегазовое машиностроение. - 2010. - № 10. - С. 7-15;

3. Кулагина, Т. А. Разработка экоэффективных способов утилизации отходов радиохимических производств / Т. А. Кулагина, О. А. Козин // Безопасность жизнедеятельности. - 2010. - № 11. - С. 31-38;

4. Козин, О. А. Методы неразрушающего анализа делящихся нуклидов в отходах ядерно-энергетического комплекса / О. А. Козин, Т. А Кулагина // Вестник Международной академии наук экологии и безопасности жизнедеятельности. - 2009. - Том 14. - №6. - С. 156-165;

5. Козин, О. А. Совершенствование обращения с жидкими радиоактивными отходами / О. А. Козин, Т. А. Кулагина // Вестник Международной академии наук экологии и безопасности жизнедеятельности. - 2005. - Том 10.-№4.-С. 164—170; статьи, опубликованные в других изданиях и за рубежом:

6. Kozin, О. A. Sediment Recovery on Manufactures for used Nuclear Fuel Reprocessing / O. A. Kozin, T. A. Kulagina // Chemical and Petroleum engineering. New-York: Kluvver Academic. - 2011. - Vol. 47. - № 1 -2. - Pp. 72-81.

7. Козин, О. А. Растворение осадков на предприятиях по переработке отработавшего ядерного топлива / О. А. Козин, Т. А. Кулагина // Журнал «Экология плюс». - 2010. - С. 11-21. (Украина);

8. Козин, О. А. Нейтронный мониторинг при обращении с жидкими отходами объектов ядерной техники / О. А. Козин, Т. А. Кулагина // Вестник ассоциации выпускников КГТУ. Вып. 18. / ред.: А. А. Михеев, В. А. Кулагин. -Красноярск: ПИК «Офсет», 2010. С. 73-78;

9. Козин, О. А. Повышения экологической безопасности при обращении с отходами ядерно-энергетического цикла / О. А. Козин, Т. А. Кулагина //Вестник Ассоциации выпускников КГТУ. Вып. 19. / ред.: А. А. Михеев, В. А. Кулагин. -Красноярск: ПИК «Офсет», 2010. С. 66-70;

10. Кулагина, Т. А. Переработка отходов ядерно-энергетического топливного цикла / Т. А. Кулагина, О. А. Козин // Вестник Ассоц. вып-ов КГТУ. Вып. 17. / ред.: А. А. Михеев, В. А. Кулагин. - Красноярск: ИПЦ КГТУ, 2008. - С. 115-122;

11. Козин, О. А. Использование кавитационных технологий при переработке отходов радиохимических предприятий ядерного топливного цикла / О. А. Козин, Т. А. Кулагина // Вестник Ассоциации выпускников КГТУ. Вып. 17. / ред.: А. А. Михеев, В. А. Кулагин. - Красноярск: ИПЦ КГТУ, 2008. - С. 85-97;

12. Козин, О. А. Переработка осадков, содержащих гидроалюмосиликат натрия / О. А. Козин, Т. А. Кулагина // Вестник Ассоц. вып-ов КГТУ. Вып. 16. / ред.: А. А. Михеев, В. А. Кулагин. - Красноярск: ИПЦ КГТУ, 2008. - С. 61-74;

13. Козин, О. А. Извлечение пульп из жидких отходов предприятий ядерно-топливного цикла / О. А. Козин, Т. А. Кулагина // Труды КГТУ. - Красноярск: ИПЦ КГТУ, 2006. - № 23. - С. 132-142;

публикации в материалах научно-технических конференций:

14. Кулагин, В. А. Методы и средства повышения экологической безопасности обращения с отходами ядерно-энергетического цикла [Электронный

ресурс] / В. А. Кулагин, Т. А. Кулагина, О. А. Козин // Перспективы развития в России НБИК-технологий как основного научного направления прорыва к шестому технологическому укладу: Материалы Второй ежегодной НПК Нанотех-нологического общества России. М.: НИЯУ «МИФИ», 2010. - Режим доступа: ЬКр:/М5Г.шГо/по^иНейп/5етшаг5Лп(1ех.рЬр?1Р=3166: http://www.ntsr.info/science/librarv/2937.htm. - Загл. с экрана.

15. Козин, О. А. Снижение радиационной опасности при обращении с радиоактивными отходами / О. А. Козин, Т. А. Кулагина // Матер. Всерос. НПК. «Социальные проблемы инженерной экологии, природопользования и ресурсосбережения» Вып. ХП. Красноярск: ООО «Издательский центр «Платина». - 2006. - С. 89-101;

16. Козин, О. А. Утилизация отходов радиохимического производства на базе кавитационной технологии / О. А. Козин, Т. А. Кулагина // Матер. III Ме-ждунар. летней научной школы: Гидродинамика больших скоростей и численное моделирование. Кемерово: ИНТ. - 2006. - С. 141-144;

17. Козин, О. А. Методика регистрации тепловых нейтронов в радиоактивных отходах / О. А. Козин, Т. А. Кулагина // Материалы Всеросс. НПК «Социальные проблемы инженерной экологии, природопользования и ресурсосбережения» Вып. XI. - Красноярск: Краевое НТО. 2005. - С. 72-81;

18. Козин, О. А. Контроль ядерных процессов в отходах радиохимического комплекса / О. А. Козин, Т. А. Кулагина // Сб. докладов 4-ого Междунар. конгресса по управлению отходами «ВэйстТэк-2005». - М., 2005. - С. 176-191; патент -

Положительное решение по заявке о выдаче Патента РФ «Трековый детектор» / О. А. Козин, Т. А. Кулагина, О. В. Ка-ю-тин; заявитель ФГАОУ ВПО «Сибирский федеральный университет». - № 2010121108/28(029986); заявл. 25.05.2010.

Подписано в печать 28.01.2011 Формат 60x84/16. Уч.-изд. л. 1,1 Тираж 100 экз. Заказ № 3099

Отпечатано: Полиграфический центр Библиотечно-издательского комплекса Сибирского федерального университета 660041, г. Красноярск, пр. Свободный, 82а

ВВЕДЕНИЕ.

1. АНАЛИЗ СОВРЕМЕННОГО СОСТОЯНИЯ ПРОБЛЕМЫ.

1.1 Образование твердых осадков и методы их извлечения.

1.2 Методики дистанционного обнаружения делящихся материалов.

1.3 Приборы, регистрирующие нейтроны.

1.3.1 Газонаполненные детекторы.

1.3.2 Пластмассовые и жидкие сцинтилляторы.

1.4 Образование твердых осадков и методы их извлечения.

1.5 Физико-химические свойства пульпы.

1.6 Химическая переработка осадков.

1.7 Выводы.

2. МЕТОДИКА ИЗМЕРЕНИЯ ПОТОКА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНОВ ТРЕКОВЫМИ ДЕТЕКТОРАМИ.

2.1 Методика дистанционного обнаружения делящихся материалов по нейтронному излучению.

2.1.1 Природа латентных треков заряженных частиц и процесс их усиления химическим травлением.

2.1.2 Природа, структура и механизмы образования травимых треков в диэлектрических детекторах.

2.1.3 Процесс выявления и усиления латентных треков химическим травлением.

2.2 Возникновение нейтронов в осадках.

2.3 Нейтронный мониторинг переработки ОЯТ.

2.4 Регистрация осколков деления.

2.5 Чувствительность диэлектрических детекторов.

3 РАЗРАБОТКА ПРИБОРА ДЛЯ РЕГИСТРАЦИИ ТЕПЛОВЫХ

НЕЙТРОНОВ В ХРАНИЛИЩАХ ОТХОДОВ ОЯТ.

3.1 Особенности конструкции детектора.

3.2 Расчет физических параметров трековых детекторов.

3.3 Проверка эффективности регистрации трековых дозиметров.

3.4 Проведение испытаний в хранилище РАО.

3.5 Оценка достоверности полученных результатов.

4. ИЗВЛЕЧЕНИЕ И РАСТВОРЕНИЕ ТВЕРДОЙ ФАЗЫ РАСТВОРАМИ НА ОСНОВЕ КАВИТАЦИОННО-АКТИВИРОВАННОЙ

ВОДЫ.

4.1 Твердые осадки и методы растворения.

4.2 Традиционные способы переработки осадка.

4.3 Механизм образования активированной воды.

4.3.1 Механолиз воды при гидродинамическом воздейст- ^ вии.

4.3.2 Влияние кавитационной обработки на физико-хими- ^ ческие свойства воды.

4.4 Эксперименты по переработке осадка с помощью кавитацион- ^ ^ но-активированной воды.

Актуальность работы определяется необходимостью разработки методов и средств контроля потоков тепловых нейтронов в хранилищах жидких отходов ядерно-энергетического цикла и снижения вредного воздействия на окружающую среду путем применения новых наукоемких технологий обращения с радиоактивными отходами.

Механизмы образования твердых трудно растворимых осадков, результаты изучения их состава описаны в работах В. М. Ермолаева, Е. В. Захаровой, В. П. Шилова, И. Г. Тананаева и др. Условиям хранения подобных отходов, процессам, происходящим в хранилищах с течением времени, а также методам извлечения и утилизации посвящены труды российских и зарубежных ученых В. А. Василенко, А. А. Ефимова, А. С. Никифорова, Robert Alvarez,, David R. Payson, Don J. Bradley, James Flynn и др. В области разработки приборов и методов неразрушающего контроля радиационных параметров известны работы В. К. Ляпидевского, А. М. Маренного, Т. В. Крейна, М. П. Бейкера, В. С. Кале-кина, G. Somogyi и др.

При существующей экстракционной технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) (PUREX-процесс) контроль ядерных параметров перерабатываемых материалов осуществляется на всех стадиях процесса с помощью химического анализа основных и промежуточных продуктов переработки или непрерывного мониторинга при помощи измерения потоков тепловых нейтронов, которые возникают как при спонтанном делении, так и при прохождении альфа-нейтроной реакции. К недостаткам первого способа следует отнести невозможность в реальном времени отслеживать изменение концентрации делящихся материалов (ДМ), которые при проведении химических процессов могут достигнуть критических концентраций; к недостаткам второго -большую погрешность измерения потоков тепловых нейтронов (требуется корректировка по результатам химического анализа). Кроме того, конструктивные особенности хранилищ-накопителей не позволяют проводить измерения плотности потоков нейтронов при высокой мощности дозы гамма-излучения. В этой связи актуально усовершенствование приборов и методов определения потоков тепловых нейтронов, которые регистрируют только нейтронные потоки, вне зависимости от гамма-излучения.

Также важной задачей является мониторинг радиационных параметров для обеспечения ядерной безопасности при утилизации шламов и малорастворимых осадков (пульпы), образованных после отстаивания низко и средне активных жидких отходов, которые составляют около 99% от основной массы и содержат большое количество продуктов деления. Химический метод извлечения осадков полностью себя исчерпал и дальнейшее его применение ведет к снижению коррозионной стойкости хранилищ. Поэтому разработка новых методов контролируемого извлечения пульпы является также актуальной задачей. В этой связи целесообразно использование принципиально иных наукоемких технологий, в частности, эффектов кавитационной технологии, достаточно легко реализуемой, энергоэффективной и в ряде случаев не имеющей альтернативы.

Работа выполнена в рамках открытого плана НИР ФГАОУ ВПО «Сибирский федеральный университет» «Разработка энергоэффективных и экобе-зопасных технологий» в 2005-2008 гг. Тема диссертации соответствует перечню «Критические технологии РФ» по направлению «Системы жизнеобеспечения и защиты человека».

Объект исследования - приборы неразрушающего контроля потоков тепловых нейтронов в хранилищах жидких отходов ОЯТ.

Предмет исследования - характеристики приборов и технологических процессов контроля ядерных параметров перерабатываемых материалов и обращения с радиоактивными отходами.

Цель диссертационной работы: разработка, испытания и внедрение приборов и методов неразрушающего контроля параметров перерабатываемых делящихся материалов в хранилищах жидких отходов ОЯТ.

Задачи исследований: создание приборов контроля потоков тепловых нейтронов с улучшенными характеристиками, изучение их характеристик и разработка рекомендаций по их использованию в хранилищах жидких отходов ОЯТ ядерно-энергетического цикла; разработка методики дистанционного обнаружения малорастворимого слоя пульпы и контроля ядерных параметров перерабатываемых делящихся материалов на основе анализа механизма образования и состава малорастворимых отходов ядерно-энергетического цикла, возникающих при традиционной переработке пульпы и; разработка метода извлечения пульпы из отстойников-хранилищ при пониженном коррозионном воздействии на стенки хранилищ с использованием кавитационной технологии.

Методы исследований. Поставленные задачи решены современными теоретическими и экспериментальными методами при комплексном использовании новых приборов для обнаружения тепловых нейтронов, методики дистанционного обнаружения малорастворимого слоя пульпы и наукоемких технологий обращения с отходами ОЯТ. Разработаны и изготовлены экспериментальные стенды, проведены натурные и модельные физические исследования.

Научная новизна и положения, выносимые на защиту:

1. Разработана и научно обоснована принципиально новая концепция прибора для определения и неразрушающего контроля потоков нейтронного излучения в малорастворимом слое пульпы хранилищ жидких отходов ядерно-энергетического цикла, отличающегося применением полимерных детекторов при проведении измерений трековыми дозиметрами и позволяющего регистрировать слабые потоки тепловых нейтронов на фоне помех, созданных мощным гамма-излучением;

2. Предложена методика дистанционного обнаружения малорастворимого слоя пульпы и контроля ядерных параметров перерабатываемых делящихся материалов, отличающаяся учетом механизма его образования и состава. Установлено, что малорастворимый слой в отходах ядерно-энергетических систем образуется вследствие избирательного взаимодействия химических реагентов с компонентами пульпы, состоящих из различных фракций;

3. Разработан метод деструкции компонентов пульпы при размыве осадков растворами на основе кавитационно-активированной воды, обеспечивающий увеличение скорости растворения и объемов удаляемых осадков и найдены зависимости преобразования трудно растворимых осадков от времени и чисел кавитации обработки воды.

Практическая значимость и использование результатов работы.

Разработанная методика и прибор дистанционного обнаружения и контроля ядерных параметров перерабатываемых материалов малорастворимого слоя пульпы использованы при обращении с энергетическими отходами на Радиохимическом заводе ФГУП «Горно-химический комбинат» (г. Железногорск).

Основные результаты диссертации включены в курс лекций «Охрана окружающей среды в теплотехнологиях» для студентов ФГАОУ ВПО «Сибирский федеральный университет», обучающихся по направлениям подготовки «Теплоэнергетика» и «Техносферная безопасность».

Достоверность полученных результатов базируется на основных положениях ядерной физики, гидрогазодинамики и подтверждается метрологическими характеристиками использованного оборудования, а также удовлетворительным совпадением расчетных данных с экспериментальными результатами, полученными на физической модели и действующем промышленном оборудовании.

Личный вклад автора. Научные и практические результаты, положения, выносимые на защиту, разработаны и получены автором. Общая научная идея, направления и задачи исследований были сформулированы при участии научного руководителя. Модельные и натурные исследования проводились в лабораториях ФГАОУ ВПО «Сибирский федеральный университет» и Радиохимического завода ФГУП «Горно-химический комбинат», сотрудникам которых автор выражает свою глубокую признательность за помощь в проведении данной работы.

Апробация результатов диссертации. Основные положения работы, результаты теоретических, вычислительных и экспериментальных исследований докладывались и обсуждались на следующих конференциях, конгрессах и т.п.:

1-3. XI, XII и XV Всероссийских научно-практических конференциях «Социальные проблемы инженерной экологии, природопользования и ресурсосбережения» (2005, 2006, 2009, Красноярск);

4. 4-ом Международном конгрессе по управлению отходами «ВэйстТэк-2005» (2005, Москва);

5, 6. VI и XII Всероссийских научно-практических конференциях «Энергоэффективность систем жизнеобеспечения города» (2005, 2010, Красноярск);

7. III Международной летней научной школы «Гидродинамика больших скоростей и численное моделирование» (2006, Кемерово);

8. XVI Международной научно-технической конференции «Экологическая и техногенная безопасность. Охрана водного и воздушного бассейнов. Утилизация отходов» (2008, Бердянск, Украина);

9. Второй ежегодной научно-практической конференции НОР «Перспективы развития в России НБИК-технологий как основного научного направления прорыва к шестому технологическому укладу» (2010, НИЯУ «МИФИ», Москва);

10. Joint Meeting of the Material Control and Accounting (MC&A) Equipment and Methodologies (MEM) Working Group (WG) and Representatives of the U.S. Department of Energy (DOE) MC&A Measurements Project, Office of National Infrastructure and Sustainability (Bucharest, Romania, 2010).

Публикации. По теме диссертации опубликовано 18 научных работ, из них: одна монография (в соавторстве), четыре статьи в периодических изданиях по списку ВАК, восемь статей в других изданиях и за рубежом, пять работ в трудах Международных и Всероссийских научно-технических конференций.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

1. Установлено, что малорастворимый слой пульпы образуется вследствие избирательного взаимодействия химических реагентов с компонентами пульпы. Основу малорастворимого слоя составляют ГАСН. Они получаются путем смешивания щелочно-нитратного раствора, в котором содержится силикат натрия, со щелочно-алюминатным раствором. Растворение малорастворимых осадков возможно только при высокой концентрации химических реагентов и повышенной температуре, что недопустимо по техническим условиям эксплуатации хранилищ;

2. Разработана и научно обоснована принципиально новая концепция прибора для определения и неразрушающего контроля потоков нейтронного излучения в малорастворимом слое пульпы хранилищ жидких отходов ядерно-энергетического цикла, отличающегося применением полимерных детекторов при проведении измерений трековыми дозиметрами и позволяющего регистрировать слабые потоки тепловых нейтронов на фоне помех, созданных мощным гамма-излучением;

3. Предложена методика дистанционного обнаружения малорастворимого слоя пульпы и контроля ядерных параметров, перерабатываемых делящихся материалов, отличающаяся учетом механизма его образования и состава, позволяющая своевременно принимать меры по снижению риска возникновения радиационных аварий при подготовке жидких радиоактивных отходов к переводу их в твердое состояние и окончательному захоронению;

4. Предложен метод деструкции компонентов пульпы при размыве осадков растворами на основе кавитационно-активированной воды, обеспечивающий увеличение скорости растворения и объемов осадков. Экспериментально установлено, что применение кавитационно-активированной воды позволяет увеличить выход малорастворимых компонентов пульпы до 56,03 % (по А1), и до 60,72 % (по БЮг) по сравнению с традиционной переработкой (соответственно 35,6 % и 34,39 %). Использование эффектов кавитации при переработке отходов ядерно-энергетического комплекса позволяет равномерно извлекать компоненты пульпы, избегая накопления делящихся материалов и снижая коррозионную нагрузку на конструктивные элементы хранилища;

5. Определены время (для различных условий оно находится в интервале от 100 до 500 часов и более) и степень релаксации модифицированных свойств воды, что позволяет использовать такую воду в качестве несущей фазы для приготовления растворов при переработке основных компонентов пульпы ОЯТ. Установлены зависимости преобразования трудно растворимых осадков от времени, скорости и чисел кавитации обработки воды и водных растворов.

1. Козин, О. А. Переработка осадков, содержащих гидроалюмосиликат натрия / О. А. Козин, Т. А Кулагина // Вестник Ассоц. вып-ов КГТУ. Вып. 16. / ред.: А. А. Михеев, В. А. Кулагин. Красноярск: ИПЦ КГТУ, 2008. - С. 61-74.

2. Козин, О. А. Извлечение пульп из жидких отходов предприятий ядерно-топливного цикла / О. А. Козин, Т. А. Кулагина // Труды КГТУ. Красноярск: ИПЦ КГТУ, 2006.-№23.-С. 132-142.

3. Ермолаев, В. М. Изменение состава и свойств радиоактивных пульп в процессе длительного хранения в емкостях / В. М. Ермолаев, Е. В. Захарова, М. В. Мироненко // Радиохимия. 2006. - Т. 47.- № 3. - С. 374-379.

4. Шилов, В. П. Растворимость Pu (IV) в слабощелочных средах (pH 9-14) в присутствии силикат-ионов / В. П. Шилов, А. М. Федосеев // Радиохимия-2003. № 5. - Т. 45. - С. 441-444.

5. Alvarez, R. Reducing the Risks of High-Level Radioactive Wastes at Hanford / R. Alvarez // Science and Global Security. 2005. - Vol. 13. - P. 43-86.

6. Сбор, переработка, хранение и кондиционирование жидких радиоактивных отходов. Требования безопасности: НП-019-2000: утв. Постановл. Госатомнадзора России 27.09.2000: ввод в действие 01.01.2001. Москва, 2000. - 24 с.

7. Лебедев, В. М. Ядерный топливный цикл: науч. изд. / В. М. Лебедев. — М.: Энергоатомиздат, 2005. 305 с.

8. Reily, Т. D. The Measurement of Leached Hulls / Т. D. Reily // Los Alamos Scientific Laboratory Report LA-7784-MS. 1979. - P. 57-63.

9. Knoll, Radiation Detection and Measurement / G. F. Knoll // John Wiley & Sons, Inc. New York, 1979. - P. 16-32.

10. Engineering Data Sheets 1.02 and 1.03 for 3He Proportional Counters // Reuter-Stokes, Inc. Cleveland, Ohio, 1978. - 302 p.

11. Engineering Data Sheets 1.21 and 1.22 for BF3 Proportional Counters // Reuter-Stokes, Inc. Cleveland, Ohio, 1979. - 208 p.

12. Голева, В. И. Вопросы атомной науки и техники / В. И. Голева, А. В. Шумаков // Сер. Радиационная техника. Вып. 2. 1987. - № 35. - С. 55.

13. Crane, Т. W. Shielding for Не Detectors in Nuclear Safeguards Research Program Status Report / T. W. Crane // Los Alamos Scientific Laboratory report La-6675-PR. 1977. - P. 3.о

14. Crane, T. W. Gas Mixture Evaluation for He Neutron Detectors in Nuclear Safeguards Research and Development Program Status Report, May-August 1977 / T. W. Crane // Los Alamos Scientific Laboratory report LA-7030-PR. -March, 1978. -P. 39.

15. Engineering Data Sheet 1.41 for 10B-Lined Proportional Counter // Reuter-Stokes, Inc. Cleveland, Ohio, 1979. - 107 p.

16. Pabalan, R. T. Hanford Tank Waste Remediation System high-level waste chemistry manual / R. T Pabalan, M. S. Jarzemba, D. A. Pickett // U. S. Nuclear Regulatory Commission Washington, D.C. -NUREG/CR-5751. 1999. - P. 1-9.

17. Vadose Zone Characterization Project at the Hanford Tank Farms, Tank Summary Data: reports for Tank BY-105, prepared by the U. S. Department of Energy // Grand Junction Office. GJ-HAN-22. - Colorado. - March, 1996. - P. 209.

18. Исследование химического и фазового состава радиоактивной пульпы в емкостях-хранилищах / В. М. Ермолаев, Е. В. Захарова, Ю. А. Ревенко, Ю. П. Сорокин, Э. М. Костин // Атомная энергия. Т.83. 1997. - №5. - С. 344-348.

19. Химическое моделирование хранения радиоактивной пульпы в емкостях / В. М. Ермолаев, Е. В. Захарова, Ю. А. Ревенко, Ю. П. Сорокин, Э. М. Костин // Атомная энергия. Т.83. 1997. - №5. - С. 349-353.

20. Костин, Э. М. О составе нерастворившихся остатков твердой фазы, образовавшейся в результате переработки пульпы из емкости 3: сообщение ЦЗЛ ГХК / Э. М Костин, И. Е. Поляков. 2004. - №13 - 16/1345 - 5 с.

21. Мальцев, В. С. Химия и технология глинозема: учеб. пособие /

22. B. С. Мальцев, В. Д. Пономарев. Новосибирск: «Наука», 1971. - 376 с.

23. Лайнер, А. И. Производство глинозема: учеб. пособие / А. И. Лайнер, Н. И. Еремин, Лайнер Ю. А. М.: Металлургия, 1978. - 420 с.

24. Козин, О. А. Контроль ядерных процессов в отходах радиохимического комплекса / О. А. Козин, Т. А Кулагина // Сборник докладов 4-ого Международного конгресса по управлению отходами «ВэйстТэк-2005». Москва, 2005.1. C. 176-191.

25. Козин, О. А. Снижение радиационной опасности при обращении с радиоактивными отходами / О. А. Козин, Т. А Кулагина // Материалы Всерос.

26. НПК. «Социальные проблемы инженерной экологии, природопользования и ресурсосбережения» Вып. XII. Красноярск: ООО «Издательский центр «Платина», 2006.-С. 89-101.

27. Jacobs, G. J. Energy Spectra of Neutrons Produced by Alpha Particles in Thick Targets of Light Elements / G. J. Jacobs, H. H. Liskien // Annals of Nuclear Energy. 1983. - Vol. 10. - P. 541 - 543.

28. Bair, J. K. Neutron Yields from Alpha-Particle Bombardment / J. K. Bair, J. Gomez del Campo // Nuclear Science and Engineering. — 1979. — Vol. 71 P. 18.

29. West, D. Measurements of Thick-Target (a, n) Yields from Light Elements /

30. D. West, A. C. Sherwood I I Annals of Nuclear Energy. 1982. - Vol. 9. - P. 551 - 552.

31. Справочник «Таблицы физических величин»: под ред. академика И. К. Кикоина. М.: Атомиздат, 1976. - 1006 с.

32. Гангрский, Ю. П. Регистрация и спектрометрия осколков деления: учеб. пособие / Ю. П. Гангрский, Б. Н. Марков, В. П. Перелыгин. М.: Энерго-издат, 1982.-242 с.

33. Lindhard, S. Range Concepts and Heavy Ion Ranges / S. Lindhard, M. Scharff, H.E. Schiott Mat. Kgl. Danske Vid. Selskab, mat. - fys. medd. - 1965. -Vol. 33. -№ 14.-P. 1-42.

34. Гегузин, Я. E. Физика твердого тела: науч. изд. / Я. Е. Гегузин, И. В. Воробьева, И. Г. Березина. -М., 1968. Т. 10. - Вып. 6. - 1819 с.

35. Флейшер, Р. М. Треки заряженных частиц в твердых телах / Р. М. Флей-шер, П. Б. Прайс, Р. М. Уокер: Пер. с англ. -М.: Энергоиздат, 1981. — 224 с.

36. Katz, R. Formation of etch able tracks in dielectrics / R. Katz,

37. E. J. Kobetich//Phys. Rev. 1968. - V.170. - P. 391-396, 401-405.

38. Ditlov, V. Calculated tracks in plastics and crystals / V. Ditlov // Radiat. Meas. 1995 . - Vol 25. - P. 89-94.

39. The Physics Of Heavy Ion Radiography And Heavy Ion Computerized Tomography / W. R. Holley, J. I. Fabrikant, C. A. Tobias (LBL, Berkeley), E. V. Benton (UC, San Francisco). LBL report. - LBL-14316. - 1982. - 19 p.

40. Benton, E.V. The Restrictied energy loss criterion for registration of chargedparticles in plastics / E. V. Benton, W. D. Nix. // Nucl. Instrum. Meth.- 1969. -Vol. 67.-P. 343-347.

41. Третьякова, С. П. Диэлектрические детекторы и их использование в экспериментальной ядерной физике / С. П. Третьякова // Физика элементарных частиц и атомного ядра. Дубна, 1992. - Т. 23. - Вып. 2 - 364 с.

42. Ляпидевский, В. К. Методы детектирования излучений / В. К. Ляпидевский. -М.: Энергоатомиздат, 1987. -408 с.

43. Мошковский, Н. С. Особенности химического травления полиэтиленте-рефталата, облученного излучениями с различной ЛПЭ / Н. С. Мошковский, Л. Н. Гайченко, Я. И. Лаврентович // Атомная энергия, Т. 42. 1977. -№ 2. -С. 104-107.

44. Bovey, F. A. The Effects of Ionizing Radiation on Natural and Synthetic High Polymers / F. A. Bovey. New York.: Interscience Publishers, 1958. - 620 p.

45. Charlesby, A. Atomic Radiation and Polymers / A. Charlesby. Oxford.: Pergamon Press, 1960. - 350 p.

46. Benton, E.V. On geometry of tracks in dielectric nuclear track detectors / E.V. Benton, R.P. Henke // Published in Nucl. Instrum. Meth. 1971. - Vol. 97. -P. 483-489.

47. Somogyi, G. Development of etched nuclear tracks / G. Somogyi // Nucl. Instrum. Methods, 1980. Vol. 173. - P. 21-42.

48. Маренный, A.M. Диэлектрические трековые детекторы в радиационно-физическом и радиобиологическом эксперименте: учеб. пособие / А. М. Маренный. -М.: Энергоатомиздат, 1987. 181 с.

49. Крейн, Т. В. Детекторы нейтронов: техн. отчет / Т. В. Крейн, М. П. Бейкер. Лос Аламосская лаборатория, LA-9063-PR. - 2000. - 30 с.

50. Комплекс индивидуальной нейтронной дозиметрии «КОРДОН-2»: Руководство по эксплуатации: РИ 38.754.87.000 РЭ. СПб, 2000. - 42 с.

51. Программа проведения измерений нейтронного излучения трековыми дозиметрами «Кордон-2»: №13-81/1575 от 05.11.04. -2 с.

52. Радиометры нейтронов. Методы и средства поверки: ГОСТ 8.355-79.1. М.: 1979.- 12 с.

53. Козин, О. А. Методы неразрушающего анализа делящихся нуклидов в отходах ядерно-энергетического комплекса / О. А. Козин, Т. А Кулагина // Вестник МАНЭБ, 2009.-Том 14.-№6.-С. 156-165.

54. Зайдель, А. Н. Ошибки измерений физических величин / А. Н. Зайдель. -JL: Наука, 1974.-108 с.

55. Зажигаев, JI. С. Методы планирования и обработки результатов физического эксперимента / JI. С. Зажигаев, А. А. Кишьян, Ю. И. Романников. М.: Атомиздат, 1978. - С. 66-68.

56. Налимов, В. В. Теория эксперимента / В. В. Налимов. М.: Наука,1971.-208 с.

57. Шенк, X. Теория инженерного эксперимента / X. Шенк. М.: Мир,1972.- 170 с.

58. Кузнецов, В. Р. Турбулентность и горение / В. Р. Кузнецов, В. А. Сабельников. М.: Наука, 1986. - 288 с.

59. Розенберг, Л. Д. Кавитационная область / JI. Д. Розенберг // Мощные ультразвуковые поля; под ред. JI. Д. Резенберга. М.: Наука, 1968. - Ч. IV.

60. Романков, П. Г. Гидромеханические процессы химической технологии / П. Г. Романков, М. И. Курочкина,- М.: Химия, 1982. 288 с.

61. Кулагин, В. А. Гидродинамические воздействия на жидкости, золи, смеси и твердые границы потоков / В. А. Кулагин // Вестник КГТУ, Вып.8. -Красноярск: КГТУ,1997. С. 26-43.

62. Козин, O.A. Совершенствование обращения с жидкими радиоактивными отходами / О. А. Козин, Т. А. Кулагина // Вестник Международной академии наук экологии и безопасности жизнедеятельности. 2005. - Том 10. - №4. — С. 164-170.

63. Козин, О. А. Использование кавитационных технологий при переработке отходов радиохимических предприятий ядерного топливного цикла / О. А. Козин, Т. А Кулагина // Вестник Ассоциации выпускников КГТУ. -Вып. 17. 2008. - С. 85-97.

64. Кулагина, Т. А Переработка отходов ядерно-энергетического топливного цикла / Т. А. Кулагина, О. А. Козин // Вестник Ассоциации выпускников КГТУ.-Вып. 17.-2008.-С. 115-122.

65. Зацепина, Г. Н. Физические свойства и структура воды: науч. изд. / Г. Н. Зацепина. М.: Изд-во МГУ, 1987. - 171 с.

66. Синюков В. В. Вода известная и неизвестная / В. В. Синюков. М.: Знание, 1987. — 176 с.

67. Кулагин, В. А. О «ядерной» теории возникновения кавитации и кави-тационной прочности воды / В. А. Кулагин // Гидродинамика больших скоростей. Красноярск: КрПИ, 1985. - С. 3-23.

68. Ивченко, В. М. Кавитационная технология: учеб. пособие / В. М. Ивченко, В. А. Кулагин, А. Ф. Немчин; ред. акад. Г. В. Логвинович. — Красноярск: Изд-во КГУ, 1990. 200 с.

69. Ивченко, В. М. Гидродинамика многофазных жидкостей кавитация: науч. изд. / В. М. Ивченко. - Красноярск: КПИ, 1980. - 81 с.

70. Классен, В. И. Омагничивание водных систем / В. И. Классен. М.: Химия, 1978.-240 с.

71. Маргулис, М. А. Звукохимические реакции и сонолюминесценция / М. А. Маргулис. М.: Химия, 1986. - 288 с.

72. Kulagin, V. Cavitational Technology in Industry / V. Kulagin // Zeszyty Naukowe Polytechnikiti Lodzkiej. Lodz, 1993. - Nr. 674. - P. 459-461.

73. Касаткин, А. Г. Основные процессы и аппараты химической технологии / А. Г. Касаткин. М.: Химия, 1973. - 750 с.

74. Бердичевский, Е. Г. Смазочно-охлаждающие технологические средства для обработки материалов: Справочник / Е. Г. Бердичевский. М.: Машиностроение, 1984. - 224 с.

75. Балабышко, А. М. Гидромеханическое диспергирование / А. М. Бала-бышко, А. И. Зимин, В. П. Ружицкий. -М.: Наука, 1998. 331 с.

76. Козин, О. А. Извлечение осадков на предприятиях по переработке отработавшего ядерного топлива / О. А. Козин, Т. А. Кулагина // Химическое и нефтяное машиностроение. 2010. - № 10. - С. 7-15.

77. Управление промышленными и особоопасными отходами: Монография / Т. А. Кулагина, А. И. Матюшенко, О. А. Козин и др.; ред. А. И. Матюшен-ко. Москва-Смоленск: Изд-во «Маджента», 2010. - 480 с.

78. Кулагина, Т. А. Разработка экоэффективных способов утилизации отходов радиохимических производств / Т. А. Кулагина, О. А. Козин // Безопасность жизнедеятельности. 2010. - № 11. - С. 31-38.

79. Козин, О. А. Растворение осадков на предприятиях по переработке отработавшего ядерного топлива / О. А. Козин, Т. А. Кулагина // Журнал «Экология плюс». 2010. - С. 11-21. (Украина).

80. Kozin, О. A. Sediment Recovery on Manufactures for used Nuclear Fuel Reprocessing / O. A. Kozin, T. A. Kulagina // Chemical and Petroleum engineering. New-York: Kluwer Academic. 2011. - Vol. 47. - № 1 -2. - Pp. 72-81.

81. Козин, О. А. Нейтронный мониторинг при обращении с жидкими отходами объектов ядерной техники / О. А. Козин, Т. А. Кулагина // Вестник ассоциации выпускников КГТУ. Вып. 18. / ред.: А. А. Михеев, В. А. Кулагин. -Красноярск: ПИК «Офсет», 2010. С. 73-78.