Использование пористых материалов в качестве матриц-носителей радионуклидов для иммобилизации и трансмутации радиоактивных отходов тема автореферата и диссертации по химии, 02.00.04 ВАК РФ

РОССИЙСКАЯ АКАДЕМИЯ НАУК

ОРДЕНА ТРУДОВОГО КРАСНОГО ЗНАМЕНИ ИНСТИТУТ ФИЗИЧЕСКОЙ ХИМИИ

На правах рукописи

КОЗАРЬ Андрей Адольфович

УДК 621. 039: 546. 799: 539.174

ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ПОРИСТЫХ МАТЕРИАЛОВ В КАЧЕСТВЕ МАТРИЦ-НОСИТЕЛЕЙ РАДИОНУКЛИДОВ ДЛЯ ИММОБИЛИЗАЦИИ И ТРАНСМУТАЦИИ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

02.00. 04 — Физическая химия

01. 04.16 — Физика ядра и элементарных частиц

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук

Москва-1994

РОССИЙСКАЯ АКАДЕМИЯ ИЛУ К

ОРДЕНА ТРУДОВОГО КРАСНОГО ЗНАМЕНИ ИНСТИТУТ ФИЗИЧЕСКОЙ ХИМИИ

На правах рукописи

КОЗАРЬ Андрей Адольфович

УДК 621.039:546.799:539.174

ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ПОРИСТЬК МАТЕРИАЛОВ В КАЧЕСТВЕ МАТРИЦ-НОСИТЕЛЕЙ РАДИОНУКЛИДОВ ДЛЯ ШМЖИЛИЗАЦ1Ш И ТРАНСМУТАЦ1Ш РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

02.00.04 — Физическая химия

01.04.16 — Физика ядра и элементарных частиц

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата физико-ыатематических наук

Москва—1994

Работа выполнена в Ордена Трудового Красного Знамени Институте физической хшшп Российской Академии Наук.

Научные руководители:

Кандидат химических наук Захаров М.А

Доктор химических наук Перетрухин В.Ф.

Официальные оппоненты: доктор физико-математических наук,профессор Казанский Ю.А. доктор физико-математических наук Соболев В.Д.

Ведуцая организация: Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники.

Зацита состоится: 7 апреля 1994 года в _часов

на заседании Специализированного Совета К 002.95.01. при Институте физической химии РАН по адресу: 117915, Москва, Ленинский проспект, 31.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке института.

Автореферат разослан _ 1994 года.

Ученый секретарь Специализированного Совета

Платонова Н.П.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность теш. Об радение с радиоактивными отходами (РАО),особенно с их высокоактивной частью,является одной из наиболее важных технических проблем современности, от успешного решения которой зависит развитие атомной энергетики и промышленности.

Известные методы иммобилизации высокоактивных отходов (BAO),среди которых наиболее изученными являются их остекло-вывание и включение в состав керамических композиции,в частности, синрокое,обладают рядом недостатков,таких как наличие стадии предварительной денитрации жидких BAO,невысоким процент допустимого содержания отходов, необратимость шшобнлн-¡зации и др. Поэтому большое количество исследований направлено как на усовершенствование иынобилизационных технологи!!, так и на разработку альтернативных подходов и решений.

Одним из новых направлений в обезвреживании BAO является их иммобилизация пористыми материалами, заключающаяся в их пропитывании жидкими BAO и высокотемпературной фиксации радиоактивного материала внутри пор.Наличие значительного свободного объема внутри пористых материалов,а также их большая удельная поверхность позволяют рассчитывать на достижение высокого содержания BAO в составе пористых имыобшшзаторов и на прочное удержание радионуклидов за счет адгезии пленок BAO в порах. Иммобилизация в пористых материалах может быть обратимой и позволит при необходимости извлечь радионуклиды из матрицы-носителя со значительно меньшими затратами,чем,йапример, из остеклованных отходов или синроков. Данный метод не требует предварительной денитрации отходов,поскольку она происходит при отжиге непосредственно внутри самих пористых иммобилиза-

торов. Иммобилизация BAO пористыми материалами является очень молодым направлением исследований, достоинства и недостатки которого еце не выявлены.

Проблема обезвреживания актинидов, обладающих высокой радиотоксичностью и большими периодами полураспада, не может быть решена методами иммобилизации с последующим долговременным хранением (захоронением).В связи с этим в последние годы развивается концепция трансмутации актинидов,т.е. сжигания в различных трансмутационных устройствах,в основном,в реакторах и на ускорителях.Большинство существующих или разрабатываемых видов иымобилизаторов (стекла,керамика) не пригодны к облучению в трансмутационных устройствах и поэтому для обезвреживания актинидов не применимы.Обычно в ехеыах транс-нутационной части ядерно-энергетического цикла предполагается наличие неоднократной радиохннической переработки и регенерации актинидного топлива.Однако,достижение высокого выгорания актинидов , включенных в пористые материалы, могло' бы позволить направлять такие композиции с находящимися в них посттрансмута-ционкыии продуктами непосредственно на длительное хранение или захоронение без предварительной радиохимической переработки. В связи с этим возникает необходимость оценки возможности существенного снижения радиационной опасности актинидов за один цикл облучения в перспективных трансмутационных устройствах •

Таким образом,изучение принципов получения и основных физико-химических свойств пористых иннобшшзаторов необходимо лля создания нового метода обращения с РАО,пригодного для обезвреживания как продуктов деления,так и актинидов.

Цель работы. Цель настоящей работы—исследование процессов иммобилизации жидких РАО пористыми материалами, определение

основных физнко-хиыичееких характеристик полученных иыыобнлн-ааторов,оценка перспектив использования пористых материалов с включениями трансурановых элементов (ТУЭ) в качестве иммоби-лизадионно-трансмутадионных систем.

Научная новизна. Обезвреживание радиоактивных отходов путем использования пористых материалов в качестве матриц-носителей радионуклидов при иммобилизации и трансмутации РАО является новый и иалоизученньш направлением в области обращения с ними.

Разработан метод иммобилизации палых актинидов и некоторых продуктов деления <ПД) пенокорундоы. Определены наиболее важные для практики физико-химические свойства пористых иыыоби-лизаторов,такие как фазовый состав,прочность,теплопроводность, устойчивость к воздействию водных сред.

Расчетным путем показана целесообразность сжигания малых актинидов облучением тепловыми нейтронами с высокой плотность« потока. Обоснована принципиальная возможность использования пористых материалов с внедренными в них актинидами в качестве юшобютгаационно-трансмутационных твэлов.

Практическая ценность. Полученные результаты могут быть использованы при разработке технологических схем включения в пористые материалы радиоактивных отходов без их предварительной денитрации,при оптимизации создания новых пористых материалов для целей ишобилизащш и трансмутации РАО, при планировании компоновки хранилищ РАО и разработке установок для утилизации тепла радиоактивного распада в них,при оптимизации параметров сжигания актинидов при облучении тепловыми нейтронами и определении необходимых для этого характеристик трансмутационньн устройств.

На защиту выносятся: —результаты исследования включения в пенокорунд нептуния

и некоторых продуктов деления;

—результаты исследования физико-хинических характеристик иыыобилизаторов: фазового устава, прочности, теплофизических свойств,устойчивости к выщелачиванию водой;

—результаты расчетов снижения радиотоксичности актинидов при их облучешш в выеокопоточнои реакторе на тепловых нейтронах (РТН); —схема трансмутационной части ядерно-энергетического цикла, основанного на использовании пористых имнобилизационно-трансыутационных твэлов.

Апробация работы. Результаты работы доложены на 2-ой ежегодной научной конференции Ядерного Общества "Радиоактивные отходы—проблемы и решения" (Москва,25-23 итога 1991г.),на 3-ей ежегодной научной конференции Ядерного Общества "Ядерные технологии завтра" (Санкт-Петербург,14-18 сентября 1992 г.),на 4-ой ежегодной научно-технической конференции Ядерного Общества "Ядерная энергия и безопасность человека" (Нижний Новгород,28 имня-2 июля 1993 г.),на Всесоюзной конференции по химии радиоактивных элементов (СуздальЛ1-13 декабря 1990 г.),на 3-ем совместном финско-роесийском симпозиуме по радиохимии (Финляндия,Хельсинки,19-20 октября,1993 г.).

Публикации по теме диссертации. По теме диссертации опубликовано 12 научных работ.

Структура диссертации. Диссертация состоит из введения, 4 глав,заключения,выводов,списка литературы и приложений,содержит 83 стр. основного текста,34 рисунка,8 таблиц,приложения.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Глава 1. Обзор литературы. Представлены основные достижения в области иммобилизации РАО по наиболее разработанным мето-

дам—включении радионуклидов в состав стекла и керамики.Приведены наиболее важные характеристики этих методов—емкость иммобилиааторов по радио нук га щам, у от о i'ra ш о сть к выцелачива-нию для различных включенных в их состав элементов и другие. Отмечена сложность производства рассматриваемых композиций, необратимость иммобилизации,ограниченная пригодность для обезвреживания актинидов,неприменимость в качестве носителей РАО при трансмутации последних.На основангш представленных данных делается вывод о необходимости развития новых,более универсальных и надежных методов иммобилизации.

Представлены главные результаты работ по развитию перспективного метода обезвреживания РАО,в основном,актинидов—их трансмутация в реакторах и на ускорителях.Проведено сравнение сжигания актинидов при облучении быстрыми и тепловыми нейтронами. Отмечена необходимость повышения выгорания топлива и снижения потерь альфа-излучателей при радиохимической переработке топлива как основных проблем трансмутации.Указывается на малоизученность трансмутации актинидов при их облучении тепловыми нейтронами с высокой плотностью потока.Трансмутационное топливо,пригодное для иммобилизации и захоронения продуктов сжигания без предварительной радиохимической переработки, не разработано.

Отмечено наличие' малого количества работ,в которых пористые материалы рассматриваются как возможные ишобшшзаторы РАО.Основные принципы создания таких систем,а также физико-химические свойства,определяюцие надежность удержания радионуклидов в них,не исследованы.

Глава 2. Включение радионуклидов в объем пористых материалов. В качестве матрицы-носителя радионуклидов исследовался промыыленный пенокорунд плотностью 1,1 г/см^,полная порис-

- а -

тость которого составляла 71±£л, открытая—4о±1л.0дин цикл отверждения жидких РАО состоял из пропитывания ими пенокорун-да и его последующего отжига.Использовались растворы,содержа-цие нитраты стабильных Ец.Зш.Бг.Сб и Нр. Время пропитывания составляло'1-5 мин.После каждой пропитки образцы высушивались, и производился их отжиг при температурах 700"С (для Нр), 900"С (для Еи.Бга.Бг.Сз), 1200°С (для Бт) в течение 0,5-2 часа. После каждого цикла образцы взвешивались.

Сходство физико-химических свойств и одинаковая структура оксидов редкоземельных элеыенов (РЗЭ) и Сш, а также Нр и Аш, позволяют утверждать,что включение Сш и Аш в пористые материалы при создании трансмутационных миыеней будет аналогично иммобилизации соответственно РЗЭ (Еи.Бт) и Пр.Кроие того,РЗЭ составляют около 20% продуктов деления, и эта фракция РАО также может бить иммобилизована пористыми материалами.

Скорость роста массы имиобилнзатора при включении в него РАС растет с увеличением концентрации пропитывающего раствора,причем для растворов европия разной концентрации N^>N2 обнаружено что ГСь.Н^)/Р(10.НгКН</Н2. где Р(1)=(ш[-т0)/п1о»п1о-начальная масса образца,щ-его масса после 1 пропиток (рис.1).Следовательно, дополнительные затраты на повьшение концентрации реальных РАО могут быть экономически нецелесообразны.Поэтому в про-мшленных условиях следует использовать растворы с наиболее высокой допускаемой техникой безопасности и экономическими соображениями концентрацией.При пропитывании пенокорунда раствором Ей (2,5 моль/л) за ~35 циклов было достигнуто насыщение имнобилизатора, ~70% свободного (или ~ЗЗХ общего) объема которого заняли соединения европия.При увеличении времени одной пропитки этим же раствором с 1 до 5 мин отличия в динамике накопления массы пшюбилизатора для этих случаев сос-

F(i)

1

Рис. Í. Относительная включенная в певоко-руид масса при его пропитывании растворами

1

Ей с концентрацией 2,5 иоль/л (1) и

1,3 иоль/л (2), Np (3), сиеси Sm, Sr, Cs (4).

О

10 20 30 40

тавляли не более 10'/. при одинаковом числе циклов,т. е. время пропитывания при организации технологического процесса жестко не регламентировано.Отработка данного метода иммобилизации РАО на примере РЗЭ позволила,используя раствор Hp с концентрацией, значение которой (100 г/л) примерно соответствует условиям радиохимической промышленности, получить образцы, содержание около 407. по массе НрО^.что выие содержания актинидных отходов, которое предполагается включать в стекла и синроки.

С ростом количества пропитываний включаемая за один цикл относительная масса бьютро уменьшается.Однако,за первый цикл масса включенных в пенокорунд соединений европия (концентрация раствора 2,5 моль/л) составила ~18% всей массы имыобилизатора, что выше или сравнимо с количеством BAO, включаемых в стекла. Поэтому для повышения экономичности метода создание иммобили-заторов может бить прервано после нескольких циклов пропитывания их жидкими BAO, что, однако, может обеспечить достаточно высокое содержание отвержденных отходов в матрице.

Глава 3. Исследование физико-химических свойств пористых иммобилизаторов. Среди физико-химических свойств пористых иымобшшзаторов наиболее важными для обоснования возможности практического применения этих композиций являются:их фазовый состав,механическая прочность,теплофизические характеристики

и скорость выщелащшатш водой самой матрицы и отдельньк компонентов отвержденных отходов.

При помощи дифрактометра АДП-10 фирмы Фнллипс (Oi-k^-пзлучение ) определялся фазовый состав полученных образцов.После одного-даух циклов включения Ей в пенокорунд (15-25% массы иммобилизатора составлял Ей) он практически весь вступил во взаиыодействие с материалом матрицы с образованием соединения ЕиАЮз.При дальнейшей насыщении матр!щы европий фиксировался в порах в основном в виде оксида,поскольку слой ранее образованной фазы ЕиАЮз препятствовал контакту Ей с материалом матрицы. При температуре отжига 900"С самарий фиксировался в порах в виде оксида,однако после отжига при температуре 1200 °С весь Sm вступил во взаимодействие с материалом матрицы с образованием фазы БшАЮз.При температуре отжига 700°С Hp фиксировался в пенокорунде в виде диоксида НрОг.

Прочность образцов при одноосном сжатии измерялась при помоги махлш для прочностных испытаний №-0,5 и МР-5, укомплектованных реверсорами,Начальная прочность пенокорунда, не изменившаяся после 6-и часов отжига при температуре 900°С, составляла (4,9±0,3)*10 Па. После 12 циклов включения Sm в пенокорунд она возросла до (1,1±0,1)*108 Па.После 15-и циклов насыщения пенокорунда Ей прочность составляла (1,8*0,2)*107 Па,а после 30-и циклов была (2,7*0,3)*107 Па.По-видимому,многократный отжиг может отрицательно сказываться на прочностных качествах пенокорундовых иымобилизаторов.

Прочность образцов с зафиксированным в них при 900*С саыа-риен после 2-4 пропитываний раствором циркония с отжигом при 900"С составляла ((l,3fl,4)i0,2)«108 Па.После отжига при 1200°С она возросла до (1,8*0,3)*108 Па,что связано,по-видимому, с появлением при этой температуре фазы БтАЮз-Таким об-

разом, тенденция к росту прочности иммобилизаторов может бьггь связана как с заполнением пор включениями,так и с образованием химических соединений между ними и материалом матрицы.

Оценка теплопроводности иммобилизаторов на основе пеноко-рунда,пенодиоксида циркония и пористого оксида магния с включенными в их состав актинидами проводилась без учета химического взаимодействия радионуклидов с материалом матрицы:

Р,/У2Р где —теплопроводности материала по-

ристой матрицы,газа,заполняющего -поры и радиоактивного материала, включенного в матрицу,соответственно,р=Уп ЛЗ—пористость матрицы,и=Ур/и—коэффициент заполнения пористой матрицы радионуклидами, и—объем иммобилизатора,Уц—общий объем пор в имыобшшзаторе до заполнения радионуклидами, 1}р—объем включенного радиоактивного материала.Полученные по данной формуле значения теплопроводности пористого 2К)2,не заполненного актинидами (и=0), близки к справочным.Расчеты температурных зависимостей теплопроводностей пористых материалов с включенными в них оксидами актинидов в интервале 100-1000"С проведены для значений пористости р=0,5-0,9 и коэффициентов заполнения и=0,3-0,8.Полученные значения теплопроводностей лежат в пределах 0,2-9,0 Вт/(ы*К).Вероятно,использоваться в качестве ишобилизаторов будут системы средней пористости (р=0,5-0,7) при коэффициентах заполнения и=0,3-0,5,имеющие теплопроводность 2-4 Вт/(м*К).

Путем решения неоднородного стационарного уравнения теплопроводности с граничными условиями третьего рода проведена оценка температурных полей внутри иммобилизационных блоков различных размеров в зависимости от их параметров при условии, что на границе системы происходит свободный конвективный теплообмен с воздухои температурой 100°С (примерная температура

- 1С -

Ттах*™-2, "С

Рис. 2. Максимальная теи-вература внутри певоко-рувдовых иичобилиаахоров пористостью р и коэффициенте» заполнения и с характерный размером R:

1 2 3 4 5 6

р 0,5 0,5 0,6 0,7 0,9 0,9

U 0,3 0,4 0,4 0,5 0,6 0,8

R, си

в планируемых хранилищах радионуклидов).При любых представляющих практический интерес характеристиках пористых инмоби-лизаторов с актинидными включениями, имеющих характерный размер 10 сн, максимальная температура в них не превысит величины ^800"С (рис.2).Иммобшшзаторы с высокими внутренними температурами могут быть набраны из блоков небольших размеров,при пропитывании которых растворами BAO не возникает трудностей.

Коэффициент использования хранилища пористых иммобилизаторов с характерным размером R и расстоянием между ними R0 определялся как отношение объема радиоактивного материала к общему объему занятого блоками пространства:K=(R/(R+R0))^ и.При Ro=5-20 см получено: К=2,4*10~*-2,6*10"'.

Для определения локальных температур внутри отдельных пор была рассмотрена капиллярная модель пористого тела,где пора представляет собой квазибесконечный полый цилиндр, на внутреннюю и внешнюю стенки которого нанесены слои радиоактивного материала одинаковой толщины (рис.3).Если на поверхности радиоактивного материала происходит свободный конвективный теплообмен со средой температуры Т0, а средняя температура по

- lo -

Рис. 3. Модель воры ни-иобидизахора с вкяте-нияии радионуклидов:

1-материал матрицы;

2-радиоактивный чате-риам.

объему поры составляет 1000 "С, то соответствующая стационарная задача теплопроводности имеет вид:

дТ< (r)=-q/^-( (r4<r<r2) дТ2(г)=0 • (r2«:r<r3) AT3Cr)=-q/Ai (г3<г<г4) Граничные условия: Т<(г2)=Тг(г2); Т2(г3)=Т3(г3)

Л^г Ы2ЪгягТгг^^Тзг^з) Tl (Г| Ttt^ )=ъ ; Т3(г¿¡)+М/оС Тзг(Г4)=То

Дополнительные условия: 1/г3 ^ Т(г)Лг=1000°С; ц -rj^r^-r^ . Здесь Т(г)—функция тенпературы в зависимости от расстояния г от центра поры, q—энерговьщеление в радиоактивном материале, «С—коэффициент конвективного теплообмена с воздухом.

Даже в крупных порах с разнером около 1 см перепад локальных температур не превышал 100 вС.

Изучение выщелачивания радионуклидов из пористых иммобили-заторов водой проводилось путем отбора ее через определенные промежутки времени^ после чего вода заменялась на новую.Альфа-активность проб,содержащих Hp,измерялась в течение нескольких часов низкофоновым сцинтилляционным счетчиком UA-G-12,0 с детектором ZnS. Содержание Sm и Sr в пробах определялось при помощи эмиссионного спектрометра "PLA2MA-40" фирмы PERKIH ELMER.

Скорость выщелачивания самой пенокорундовой матрицы,помещен-ной при 95 С на 45 сут в 3*10 М водный раствор На2С0з .имитирующий грунтовые воды,составляла около 1,1*10"^г/(см2*сут),

а после включения в нее самария эта величина находилась в пределах от 2*10"^ до 3*Ю"7 г/(см2*сут).Верхний предел скорости выщелачивания самария в этих условиях определен на уровне 1,1*10"вг/(см2*сут).Также исследованы пенокорундовые образцы с включенньгми в них 5т, Зг, Сз, соотношение между оксидами которых соответствовало относительному содержании этих ПД в реальных РАО и имитировало облученный трансмутационный твэл.Верхний предел скорости выщелачивания Бш за 14 сут при 95 °С как в дистиллированной воде, так и в З*10~3 М водном растворе Иа^СОз состав™ 2,5*10"8г/(см2*сут).В этих условиях скорость выщелачи-

-6 -5

вания 5г находилась в пределах 5,5*10 -3,7*10 г/(см2*сут) и имела тенденций к дальней ¡¿ему снижению.Скорость выщелачивания нептуния из иниобилизатора,содержащего 0,57 г НрОг/г А12О3, при 20-90вС в воде с рН=6,5 через 5-10 суток выходила на уровень ~10~^г/(см2*сут),что ниже,чем известные уровни выщелачивания из порошкообразного НрОг или из стекол при содержании Нр в последних около 1% по массе.При 90"С скорость выщелачивания Нр была примерно в 2,5 раза выше.чеы при 20"С (рис.4).Столь малый температурный коэффициент объясняется тем,что при увеличении температуры снижается содержание в воде кислорода,окисляющего Нр(Ш) до Нр (и),преобладающего в растворе.

Для увеличения надежности иммобилизации возможно создание дополнительных барьеров внутри имиобилизаторов,для чего после включения в матрицу РАО производится их фиксация малорастворимыми в воде материалами.Ими могут служить нерадиоактивные изотопы иммобилизованных радионуклидов и даже малорастворимые ПД (например,их редкоземельная фракция,обладающая,как показано на примере Бш,низкой выщелачиваемостью).В связи с этим путем трехкратного пропитывания иммобилизаторов НрОг-А1г О3 нитратным раствором Бш (0,9 моль/л) с отжигом при 900"С в матрице было

- ю -

5, г/(си2*сут)

О

4 ю 20 ВРЕМЯ, СУТ

Рис. 4. Скорость выяемачивапия

Ыр на ишюбншзаторов ИрО2-А120[5 при 20"С (1) И 90°С (2) и (Нр02+5т203)-А1202 вря 20°С (3).

создано покрытие из &П2О3 (0,28 г &п20з/г А12О3), которое уиеньшшо скорость выщелачивания Нр примерно в 3-4 раза (рис.4).Содержащие Нр иымобилизаторы на основе инертных к нейтронному облучению материалов 30 (в том числе,А12О3) могут рассматриваться как уже готовые к будущему облучению трансмутационные ыиыени.

Следует отметить,что содер-Мг

жацт'юя в РАО 5т является нейтронодефицитным нуклидом и также наряду с малыми актинидами может обезвреживаться методом трансмутации.

Таким образом,полученные значения механической прочности, теплопроводности и выщелачиваемости радионуклидов водой удовлетворяют общим требованиям,предъявляемым к иммобилизаторам РАО,направляемым на долговременное хранение.

Глава 4. Оценка возможности применения пористых материалов при трансмутащм актинидов. В случае проведения трансмутации актинидов,внедренных в пористый ядерно-инертный материал, при условии достижения их глубокого выгорания такая натрица,заполненная уже продуктами деления,могла бы служить иммобшшааторои последних и направляться на долговременное хранение или захоронение без предварительной радиохимической переработки.Это позволило бы снизить потери альфа-излучателей в составе низко-и среднеактивных отходов.

При облучении актинидов в реакторе на быстрых нейтронах (РБН) достижение достаточно высокого для реализации данной схемы выгорания трансурановьи нуклидов невозможно из-за ранней потери эксплутационных характеристик твэлов.

В связи с этим для оценки эффективности сжигания актинидов в высокопоточных реакторах на тепловых нейтронах (РТН) по стандартной методике проведен расчет динамики трансыутации 237НР (рис.5), (рис.6), 243Аш, ^Сш при облучении их тепловыми нейтронами плотностью потока 5*10^ си2*с* (достигнутый сегодня уровень) в течение 180 сут и плотностью потока 5*10^ (перспективный реактор) в течение 30 сут.Само-

экранирование образцов не учитывалось.

237

При трансмутации Нр в рассмотренных условиях общее количество ТУЭ снижается быстрее, чем при сжигании других малых

актинидов.Это обусловлено тем,что выгорание данного нуклида

о

идет за счет его дочернего короткоживущего ядра Нр,имеющего высокое сечение деления и при высоких плотностях нейтронного

Рис. 5. Динамика

07Т

травсиутации Np при облучении его в потоке тепловых нейтронов плотностью S*10,5(а) и 5*10^ см'2 *с'1 (б) при жесткости их спектра 0,3: l-237Np;2-2*2Cw;

5-2iBCm;6-2*7Cm; 7-2<SCm;8-2*gBk; 9-г50СГ;1О-™СГ.

ВРЕМЯ,СУТ

- и -

238 rv

потока практически не успевающего распадаться до ru.

Сжигание 2^{ш> сводится к трансыутащш елабоаыгорамцего

поэтону при облучении отходов РБН,содержащих значительное ко-ои

личество Ara,предлагается после его заметного снижения прервать трансмутацию на время,достаточное для распада существенной

242

части короткоживуцего Сш,поскольку образовавшийся при этом

020 0/9

Pu выгорает эффективнее Ста.

В результате трансыутащш малых актинидов в высокопоточнш

РТН заметно снижается общее количество ТУЭ.После достижения

23 ?

флаенса тепловых нейтронов ~ 10 см"* при облучении актинидных отходов реальных составов,полученных при переработке отработавшего топлива энергетических РТН и РБН,количество атомов ТУЭ

2 3

уменьшается примерно в 10 -10 раз (таблица 1).

Кроме того,результаты транснутации в значительной степени определяются изменением отношения альфа-активности полученных

посттрансмутацион-ных продуктов к апьфа-активности исходной актинидной загрузки с учетом вкладов альфа-радиоактив-ньи членов цепочек их распада в течение времени предполагаемого долговременного хране-нения (рис.7).Проведен аналогичный расчет для акти-

Рис. б. Го же ДЛЯ 2А1/ас 1- ШАя; 2- 2*2Сш; 3- 4- 5- WCm,

6- 248Ст; 7-250Cf; 8- 25iCf; 9- 238Pu.

Таблица 1. Относительное количество атомов ТУЭ,певыгорев-вих при трансчутации реальных актинидных отходов, в аави-сииости от времени облучения в высокопоточных РТН.

ОТХОДЫ ВРЕМЯ ОБЛУЧЕНИЯ, СУТ

30 60 90 120 150 180

плотность потока 5*10^ см~г*с"'

РТН 7,5*10*2 2,7*10"2 1,5*10"2 8,6*10'3 4,7*10~3 2,9-10"3

РБН 2,0*10"' 8,8*10~2 4,6*10~2 2,4*10~2 1,2* КГ2 6,8*10~3

5 10 15 20 25 30

плотность потока 5*ю'в сы"2*с'

РТН 2,1*Ю~2 9,1*10~3 З,1*10~3 1,5*10"3 6,3*10Ч 2,6*10"^

РБН 4,7*10"2 1,3*10^ 7,2*10~3 2.9*10~3 1,2*10~5 4,7*10"*

Рис. 7. Зависимость отношения оС-активности продуктов транс-иутации А1 к ьС,-активности соответствующих стартовых изотопов А2 от- времени выдержки после облучения в течение 180 н 30 сут потоком тепловых нейтронов плотностью 5*10<5(—) и 5*10^ cu~2 *cf (—) соответственно: 1- 527Нр; 2-М/ив; 3-2*3Аш; 4-2«Cm.

---X

101 J0f Г, год

нидных отходов реальных составов из отработавшего топлива энергетических РТН и РБН Срис.8).Существенное снижение радиотоксичности в результате трансмутации в высокопоточных РТН доказывает целесообразность такой операции.

Значительное снижение общего количества актинидов и соответствующее появление продуктов деления происходит достаточно

10

г/

,-2

10

10'

10

f«

А1/А2

\ . \ \ ч

\ \\ е

10° 102 Т, год

Ряс.8. Зависимость отношения ¿-активности продуктов транс-иутации А1 к X-активности стартовых актинидных смесей А2 из отработавшего топлива РБН (-•-) и РТИ (-) от времени выдержки после облучения в течение 180 и 30 сут потопай тепловых нейтронов плотностью 5*1015(1) и 5*10{В су2 *с'{ (2) соответственно.

ВЫХОД НУКЛИДОВ, ОТН. ЕД. !О

Рис. 9. Динамика трансмутации 99 Тс при облучении тепловыми нейтронами: l-ghc; 2-i00Ru; 3-10i Ru;

.102

Ru; 5-остальные нуклиды.

быстро (табл.I),что создает условия для эффективной трансмутации нейтронодефицитных долгожи-

10си 1СГ11 102г 10*1 вущих ПД. Расчет динаники транс-

ФДЮБНС НЕЙТРОНОВ, СУ2 до т , /2о

мутации "Тс (рис.9) и I

показал,что заметное выгорание первого из этих нуклидов происходит при наборе флюенса тепловых нейтронов свыше 1022смЧ

22 о

а второго—свыше 5*10 см" .Поэтому при сжигании малых актинидов в рассмотренных выше условиях попутно будут достаточно эффективно трансыутироваться и указанию ПД.При наборе флюенеа

22 7

нейтронов около 5*10 си* количество получаемого при сжигании 35Тс стабильного рутения (шКи/0/Еи/02Ки) достигает максимума и составляет около 99% всех продуктов его трансмутации при остаточном содержании 99 Тс около 0,1%.После выдержки в течение года остальные продукты трансмутации будут представлены

40 Q

только стабильными изотопами PJ и Rh.Скорость выгорания I несколько ниже,чем у ?^Тс—флюенс нейтронов ~1023си2 соответствует уничтожению примерно 97% начального количества этого

129

нуклида.Сжигание выделенного из РАО I можно проводить внутри пористых материалов,что позволит упростить отвод образующегося при его трансмутации и эффективно потребляющего нейтроны 121 Хе для поддержания достаточно высокой скорости процесса.

В связи с тем,что пористые ядерно-инертные материалы могут служить иммобилизаторами актинидов до времени создания трансмутационных устройств и без предварительной подготовки подвергаться облучению,а в дальнейием надежно удерживать ряд продуктов деления,то с учетом возможности достижения еысокого выгорания малых актинидов в высокопоточных РТН за один цикл облучения предложены изменения к традиционно рассматриваемой трансмутационной части ядерно-энергетического цикла с использованием только быстрого реактора-выжигателя.Они заключаются в дожигании несгоревиих в РБН актинидов в высокопоточном РТН. Это позволило бы сократить количество радиохимических переработок актинидного топлива.Основанием такого подхода служит то, что облучение в тепловом спектре нейтронов снижает требования к радиационной стойкости материалов мишени,а наличие свободного пространства в порах снизит вероятность деформации трансмутационного твэла при распухании топлива.Данная схема трансмутации позволяет использовать малые актиниды в качестве полноценного ядерного топлива в РБН и повысить их выгорание в иииени за счет дооблучения в высокопоточном РТН.Если после сжигания аетинидов трансмутационная мииень сможет служить пммобилизатором содержащихся в ней продуктов деления,то без дополнительной радиохимической переработки она должна бьггь направлена на долговременное хранение или захоронение.

ВЫВОДЫ

1. Разработан метод иммобилизации актинидов и редкоземельных продуктов деления пористым оксидом алюминия (пенокорундом) путем его пропитки нитратными растворами указанных элементов

и отжига, не требующий предварительной денитрации радиоактивных отходов. Получены имнобилизаторы,содержащие ~40% и ~707. по массе отЕержденных актинидных и редкоземельных фракций BAO, соответственно, что выше,чем в остеклованных отходах и синроках.

2. Измеренная механическая прочность при сжатии пенокорундо-вых ишобилизаторов,содержащих оксиды редкоземельных элементов, находится в интервале 10-100 №а,что близко к прочности остеклованных радиоактивных отходов и еинроков.Прн образовании моноалюминатов РЗЭ в матрице Oj прочность возрастает на 30-40%.

3.Установлено, что пористые иммобилизаторы на основе оксидов Al, Zr, Ыд, заполненные оксидами актинидов более,чем на 30% объема в температурном интервале 100-1000"С имеют теплопроводность в пределах 0,2-9,0 Вт/(м*Ю,что позволяет осуществлять эффективный отвод тепла.В зависимости от заданных значений пористости (50-90%) и заполнения актинидами (30-80% объема) при проектных значеншх максимальной внутренней температуры 400-ÍООО"С рассчитаны размеры отдельных блоков ишобилизаторов, лежащие в интервале 10-20 см.

4.Скорость выщелачивания из пенокорундового иммобилизатора водой нептуния при 20°С найдена равной »Ю"8 г/(сы2*сут),строн-ция при 95вС—около 10" г/(сы2*сут),самария при 95°С—менее 10"8 г/(см2*сут),что ниже или близко к скорости выщелачивания этих элементов из остеклованных радиоактивных отходов.Показано, что при повыиенш температуры от 20 "С до 90 "С скорость вы-

11 - CJL -

щелачивания нептуния возрастает в 2,5 раза, а гежрьггне шнобн-лизатора слоем ЗтгОз,составляющим ~15% массы композищпь снижает скорость выщелачивания нептуния в 4 раза.

5.Показано,что полученные ишобилизаторы по физико-химичес-киы свойствам удовлетворяют требованиям,предъявляемым к высокоактивным отходаи, направляемым на долговременное хранение,

а также могут бьггь использованы для облучения при трансмутации малых актинидов.

6.Расчетами показано,что сжигание малых актинидов

243 оАЛ

Аш, Сш облучением тепловыми нейтронами с плотностью потока

(G,5-5)*1Ü'£ cu**c' приводит поело достижения флюенса ~10г5см"2

2 3

к уменьшению количества актинидов в 10 -10 раз,а после 100-

летнего хранения облученной юшени—к снижению первоначальной 2 / л альфа-активности в 10 -10 раз.Одновременно происходит выгора-99 129

ние долгоживущих Тс и I, накапливающихся при делении малых актинидов,соответственно на "99,9% и на "97%.

7.Предложена схема трансыутации малых Актинидов,иммобилизованных пористыми материалами,включающая последовательное их облучение в быстром и высокопоточном тепловой реакторах,которая позволяет снизить потери актинидов с радиоактивными отходами за счет сокращения количества радиохимических переработок облученных мишеней по сравнению с известными схемами с использованием только быстрого реактора.

Список ваучвых работ, опубликовааных по теие диссертации:

1.Захаров М.А.,Козарь.А.А.,Никифоров A.C. Перспективы обезвреживания долгоживущих актинидов методом трансмутации. Доклады АН СССРЛ990,т.314,11 6,с.1441-1444.

2.Никифоров A.C.,Захаров М.А.,Козарь A.A. Перспективы трансмутационного обезвреживания 237Нр и 2^Ат при облучении

их теплевши нейтронами внутри пористых иммобилизаторов. Атомная энергия,1991,т.70,вып.3,с.188-191.

З.Захаров М.А..Потемкина Т.Н..Козарь А.А. Физико-химическое взаимодействие композицш! на основе AI2O3 для хранения долго-живущих радионуклидов. Неорганические материалы,1993,т.29, Н 3,с.379-380.

4.Козарь А.А. Повьшение экологической безопасности отходов после облучения актиноидов тепловыми нейтронами.Атомная энергия, 1993,т.75, вып.3,с.188-194.

5.Захаров М.А.,Козарь А.А..Потемкина Т.Н. и др. Включение продуктов деления в состав пористого пенокорундового шшо-билизатора на примере европия. 2-ая ежегодная конференция Ядерного Общества "Радиоактивные отходы—проблемы и решения", Москва,24-28 июня,199L Доклады и выступления. Москва, ИАЭ им.Н.В.Курчатова, 1992, ч. 2, с.310-314.

6.Козарь А.А..Захаров М.А. Тегоюфизические характеристики иммобилизаторов на основе пенокорунда и пенодиоксида циркония. Там же,с.337-346.

7.Никифоров А.С..Захаров М.А.,Козарь А.А. Снижение радиохимической опасности актинидов, включенных в матрицу из пористого материала,при облучении их тепловыми нейтронами. Там же,с.473-478.

8.Захаров М.А.,Козарь А.А. Формирование трансыутационной части ядерно-энергетического цикла с использованием пористых иммобилизаторов. Там же,с.479-481.

5.Zakharov M.A.,Kozar А.А.,Potyomkina T.I. The implementation of the primary mulfcibarrier principle while making

a matrix composition for the storage of long-liued isotopes. Third Annual Scientific Conference of Unclear Society "lluclear Technology Tomorrow". St.Petersburg,1992,

14-18 September. St.Petersburg,1992,p.675-677.

lu.Kozar A.A.,Zakharov И.А.,Pofcyomkina T.I. e.a. A study of the leaching of samarium from foat corundum immobilizers. Ibid.,p.705-706.

П.Козарь A.A. Перспективы использования пористых материалов для обезвреживания радионуклидов. 4-я ежегодная научно-техническая конференция Ядерного Общества "Ядерная энергия и безопасность человека".Нижний Новгород,28 июня-2 июля 1993 г, Рефераты конференции, ч. 2, с. 929-931. Москва, 1993.

12. Когаг A.A. .Perefcrukhin V.F.,Silin U.I. Development of some techniques for immobilisation and transmutation of neptunium and technetium. The Third Joint Finnish-Russian Symposium on Radiochemistry, Helsinki,Finland,October 19-20, 1993. Final Programm Abstracts, p.12. Helsinki,1993.