Моделирование транспорта 137Cs из аварийного реактора ЧАЭС тема автореферата и диссертации по химии, 02.00.14 ВАК РФ

од

московский ордена ленина,

_ д ¡\ВГ ^-ордена октябрьской революции

и ордена трудового красного знамени государственный университет имени м. в. ломоносова

Химический факультет

На правах рукописи

удк 621.039.586:539.163:543.53

ЧЕРНЫХ ЕЛЕНА ВЛАДИМИРОВНА

МОДЕЛИРОВАНИЕ ТРАНСПОРТА ШС* ИЗ АВАРИЙНОГО РЕАКТОРА ЧАЭС

Специальность 02.00.14,— радиохимия

а втореферат

диссертации на соискание ученой степени кандидата химических наук

Москва — 1993

Работа выполнена во Всероссийском научно-исследовательском институте сельскохозяйственной радиологии и агроэкологии.

Научные руководители:

кандидат химических наук, доцент ВЛАСОВ В. К.; кандидат химических наук, доцент КРУГЛОВ С. В.

Официальные оппоненты:

доктор химических наук, ведущий научный сотрудник ФИРСОВА Л. П.;

кандидат химических наук, ведущий научный сотрудник ОРЛОВ п. м.

Ведущая организация: Российский научный центр «Курчатовский институт».

Защита состоится « 6 » октября 1993 г. в . часов на заседании Специализированного ученого совета К 053.05.61 в МГУ им. М. В. Ломоносова по адресу: Москва, Ленинские Горы, МГУ, Химический факультет, кафедра радиохимии, аудитория 308.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Химического факультета МГУ им. М. В. Ломоносова.

Автореферат разослан . ¿¿¿¿^Я- _ 1993 г_

Ученый секретарь Специализированного совета,

кандидат физ.-мат. наук

Н. Н. ТРОШИНА.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ:

Актуальность работы. Опыт использования ядерной энергии показывает, что на различных стадиях ядерного топливного цикла существует вероятность аварии, приводящей к крупномасштабному радиоактивнсму загрязнению окружающей среды. По вероятностной оценке безопасности ( ВОБ ) вероятность катастрофических аварий для одного реактора зависит от его типа и лежит в пределах 2-10"^ * I•Ю~® аварий в год. В настоящее время в эксплуатации находится около ЬОО исследовательских реакторов и блоков АЭС, таким образом, частота аварий лежит в пределах 1,6 + 0,8-1СР* аварий в год во всем мире. К сожалению, эти оценки близки к реальным величинам: за время эксплуатации реакторов в мире произошли три крупных аварии с разрушением активной зоны и выбросом ОД в окружающую среду ( Уиндскейл, 1957 г.; Три - Майл - Айленц, 1979 г.; Чернобыль, 1986 г. ), шестнадцать радиационных аварий с летальными уровнями облучения персонала и населения и десятки аварийных остановок реакторов ежегодно. Несмотря на это, ядерная энергетика остается одним из основных источников производства электроэнергии. Важнейшая проблема, возникающая при эксплуатации АЭС - обеспечение радиационной безопасности как персонала, так и населения, проживающего в районе их расположения, причем значительная часть дозовой нагрузки создаете* за счет внутреннего облучения инкорпорированными радионуклидами. При ядерных авариях загрязнение окружающей среды продуктами деления ( ЦЦ ) может быть столь значительным, что приводит к необходимости эвакуации населения и выведения части загрязненных территорий из хозяйственной деятельности. Длительность таких мер зависит от динамики изменения радиационной обстановки, что, в свою очередь, связано с распределением радионуклидов в природной среде и интенсивностью миграционных процессов.

Одним из наиболее опасных долгоживущих радионуклидов является , доза от которого составляет ~ 90^ суммар-

ной дозы на территориях, загрязненных выбросами аварийного блока ЧАЭС. Доступность как радионуклида, инкорпориру-

емого человеком, определяется его подвижностью на различных этапах его транспорта. Одним из важных этапов транспорта является перенос ^^Ся из матрицы ядерного топлива-во внешнюю среду, перераспределение ^'св между различными сорбентами ( дисперсными носителями ) и перенос до места первичного выпадения.

С этой точки зрения представлялось актуальным исследовать процессы выведения С5 из топливной матрицы в условиях повышенных температур и окислительной среды, процессы адсорбции - десорбции С$ на "различных дисперсных носителях ( диспергированные конструкционные материалы и материалы засыпки аварийного блока ) с целью определения доли подвижной формы ^^Сг и адсорбционной емкости сорбентов. .

Цель работы. Целью работы являлось моделирование процессов транспорта ^Сб материалами активной зоны, конструкционными материалами и материалами засыпки из аварийного реактора ЧА.ЭС в окружающую среду.

Научная новизна. Впервые исследовано:

- влияние отжига в восстановителъной и окислительной атмосфере на выход подвижной формы "^Сз ( по десорбции в воду ) из различных оксидов урана ( ИО2, Ц-^Оу, ЦОд );

- влияние отжига С Ю00°С ) на удержание сорбированного 13?С5 на различных оксидах металлов, моделирующих конструкционные материалы и материалы засыпки в аварийных условиях;

- зависимость коэффициентов распределения^] в системах вода - оксид от количества носителя в диапазоне 1(Г10 * 1СГ2 г;

- сравнительная сорбционная способность и прочность удержания ^^Св'. некоторыми оксидами металлов и природным сорбентом - цеолитом.

Практическая значимость. Результаты исследования могут быть использованы:

137

- при моделировании процессов переноса С5 в аварийных условиях;

- в учебных занятиях ( лекции и"практикум ) по специальности "радиохимия".

Апробация работы. Основные результаты диссертационной работы докладывались на II Всесоюзной конференции по аналитической химии сельскохозяйственных объектов ( Москва, '1989 г. ), Всесоюзном совещании "Принципы и методы ландтаф-тно - геохимических исследований миграции радионуклидов ( Суздаль, 19Ь9 г. ), Международной конференции "Геохимические пути миграции искусственных радионуклидов в биосфере" ( Гомель, 1990 г. ).

Публикации. По теме диссертации имеется 2 публикации в отечественных изданиях.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из вве-» дения, обзора'литературы "Радиоэкологические последствия крупномасштабных радиационных аварий" ( глава I ),"Авария на Чернобыльской АЭС" ( глава 2 ), "Транспорт ЦЦ из аварийного реактора в окружающую среду" ( глава 3 ), экспериментальной части ( главы 4 - 7 ), выводов, списка литературы, приложений; объем диссертации - 1ь2 'страницы, в том числе 37 рисунков, 42 таблицы.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ:

I. Модель транспорта С5 из аварийного блока ЧАЭС

в о кружащую среду." Рассмотрена следующая модель транспорта ^^СБ из раз- • рушенного реактора ЧАЭС в окружающую среду:

а) транспорт ^^Сэ в составе частиц диспергированного ядерного горючего: - транспорт диспергированного топлиза через зоны с различными температурными полями и газовой средой ( переход от восстановительной атмосферы к окислительной Изменение химической формы топливных аэрозольных частиц

( ио2 — а308; ао3 V,

. - десорбция растворимой формы С$ с поверхности топливных частиц ( с неизменной структурой и окисленных ) при конденсации паров воды в атмосфере, а также при взаимодействии аэрозольных частиц-с атмосферной и почвенной влагой;

ТОП

б) транспорт С 5 в составе вторичных радиоактивных аэрозолей с матрицей из диспергированных конструкци- • онных материалов и материалов засыпки:

- адсорбция подвижных форм ^0$ , вышедших из топлива ( при окислительно - восстановительных реакциях, испарении, десорбции и т.д. ) на различных дисперсных носителях - конструкционных материалах и материалах засыпки;

- выведение ^^Сй из аэрозольных частиц при контакте с конденсирующимися параш воды, атмосферной и почвенной влагой, в жидкую фазу.

В связи с данной моделью в работе исследованы:

1. процессы адсорбции "^Сз на различных оксидах урана с целью определить их сорбционную емкость и параметры десорбции в воде в изотермических условиях;

2. выведение из топливной матрицы (И-О^) • при окислении на воздухе;

3. адсорбция из водного раствора на ряде оксидов металлов и графите;

4. выведение С б из оксидов металлов и графита в двух вариантах:

а) десорбция

б) отжиг на воздухе при температуре ЮОО°С, десорбция;

5. процессы адсорбции и удержания СБ природным цеолитом ( Сокирница), а также перераспределение Сэ в системах, одним из компонентов которых является цеолит;

6. параметры электронно - дырочных центров захвата ( ЭДЦЗ ) методом радиотермолюминесценции ( РГЛ ) сорбентов, используемых в экспериментах.

ТЧ7

2. Транспорт С Б диспергированным топливом.

ТОГ)

Исследована адсорбция С 5 ( без носителя ) на оксидах урана - ЫО^, иОд, Ы^Од как потенциальных сорбентов подвижной формы в аварийных условиях.

Показано ( рис. I ), что сорбционная емкость оксидов

урана возрастает в ряду и Од < и-О^. ^ Ц-чОд.

Для интерпретации полученных тозультятов предложено использовать донорнс - акцепторный механизм адсорбции, в основе которого лежит предположение, что адсорбция протекает на дефектах кристаллической структуры нестехиометрических оксидов урала. Таким образом, увеличение адсорбции в ряду ИОд Ц.02 и.дОд может быть связано с ростом дефектности структуры.

ТОО

Рис. I. Относительное содержание С5 С без носителя ) в оксидах урана при адсорбции из водного раствора ( V = 3 мл ).

Л о - начальная активность ^С Э в~ растворе,

- активность ^СБ на сорбенте, гп - масса сорбента.

Исследование десорбции о оксидов урана позволя-

ет сделать выводы:

1. десорбция с оксидов урана дистиллированной водой не приводит к полному выведению из твердой фазы

( рис. 2"), что свидетельствует о наличии'различных энергетических состояний сорбированных ионов Сз ;

2. существует так минимум два параллельных процесса выведения Л3^С9 :

137

а?*десорбция.слабо связанного 05 с поверхности оксидов ( быстрая компонента ), б) десорбция прочно связанного С 5 и выведение иа объема кристаллов за счет диффузии, капилляЬных явле-*ний, растворения матрицы ( медленная компонента ).

сорбции.

■<Г>

Быстрая и медленная компоненты десорбции могут быть апроксимированы линейными зависимостями у = а - вх, где у 2 ¿п ( Уь'/У^ ), х - V ( - относительное

содержание СЭ в оксидах урана, У - объем десорбента, мл ). Вариации параметров быстрой компоненты аг = 3,22 + 3,85 ; вг = 0,44 +'0,52 ( мл"1 ) и медленной компоненты

а2 = 3,64 + 4,59 ; в2 = 1,8«-КГ® ♦ 3,53 "Ю-2 ( мл"1) в зависимости от состава твердой фазы ( для IX дОц в условиях эксперимента' выделена одиа компонента - медленная ).

Для Исследования выведения из матрицы диспер-

гированного ядерного горючего в качестве Модели был использован IX 02 с введенным в матрицу . 7С Э ( без носителя ) вводился в ,раствор и.02С(2 в предположении образования -комплекса Сб^Ш^С^ с последующей кристаллизацией при выпаривании и разложением в водороде. Исследовано выведение "'сэ из IX02 при последовательной обработке:

( I ) десорбция С 5 дистиллированной водой с поверхности и (>£ после разложения и^С^ в водороде; |

( 2 ) отжиг а02 в водороде ( 1000°С, I час ) десорбция дистиллированной водой,

( 3 ) -отжиг Ц'02 на воздухе ( 1000°С, I час ) —— десорбция дистиллированной водой.

Показано ( рис. 3 ), что скисление ядерного горючего приводит к резкому увеличению десорбции, что.¿вязано с увеличением вывода С $ из объема топливной матрицы на поверхность. Следует отметить,, что при любом способе обработки IX при окислении на воздухе в нем остается примерно' половина',первоначального содержания ^^СЭ , тогда как другая половина 13?С5 переходит в подвижное состояние и мо-•жет быть делокализоЪана в жидкую фазу. Полученный результат находится в согласии с реальным состоянием в "горя-

чих" частицах.

1 П •

J Ж1 ** ТВ)

0,32

Рис. 3.

24

30

Выведение "'С 5 из и^ при последовательной обработке: десорбция 137С5 с поверхности

1102 после разложения И^С^з в водороде } =1

-»-. отжиг ИОз в водороде, десорбция ) -2

-отжиг иО2 на воздухе, десорбция ^ =3

36 42 48 54 V ,

мл

137,

У Ж1 - активность сорбента,

начальная активность

С5 в I - той порции де-

на оксиде

урана на \ - той стадии обработки. 137г

По нашему мнению, выброс Ся из урановой матрицы при окислении на воздухе связан с перестройкой кристаллической решетки в процессе превращения ЦО2 ^кубическая) —»- И308 (гексагональная) . что приводит^ изменению энергетического состояния С5 и выталкиванию его из топливной матрицы*

Исследование выведения Cs из оксида урана н сочетании с термогтешиметрическим анализом показывает увеличение выведения ^Cs с увеличением температуры окисления и, следовательно, с увеличением доли„окисленного окоила упана. Установлено, что выведение s начинается c.

температуры ~375°С,' которая соответствует гемиератупе начала окисления LIO,,, и достигает ~ 5Г>?, при температуре !00По0.

137

Определено содержание С S в матрице. топлива в зависимости от времени отжига в окислительной и восстановительной атмосфере (воздух, водород; Т 100Л°с ) . Установлено ( рис. 4 ) , чяо отжиг U-Og в водороде не приводит к существенному увеличению внведения ^CS , что указывает

1 Т7

ис. 4. Относительное удержание С5 в оксиде урана в

зависимости от времени отжига в водороде (1) и на воздухе ( 2) .

- начальная активность 137С.$ на оксиде урана, . ~ активность С г' на оксиде урана после отжига и десорбции.

незначительны» вклад процессов диффузии в выведение ОБ , в то время как при окислении ~ 5'Ж 1 СЪ пе-. реходит в подвижную ^ор.му и мокет бытц легко выведено в жидкую или газовую фазу.

Таким образом, на основании эксперимента по моделированию переноса С.5 в составе частиц диспергированного ядерного горючего можно предположить, что процесс окисления- топливных частиц в тахте разрушенного реактора и факеле аварийного выброса играл основную роль в дифференциации форм нахождения в выпадениях.

137 г

3. Транспорт- СБ диспергированными конструкционными материалами и материалами засыпки.

137

Исследована адсорбция 4 С5 (без носителя и с-носителем ) с целью определения сорбционной емкости и влияния количества собственных ионов [с$] на характер адсорбции на ряде оксидов металлов и графите, моделирующих конструкционные материалы и материалы засыпки в аварийных условиях. Некоторые' характеристики модельных образцов приведены в таблице 1.

Таблица 1

Некоторые характеристики материалов, моделирующих конструкционные материалы и материалы засыпки в аварийных условиях.

"Конструкционные материалы. и материалы засыпки

Графит - замедлитель и

отражатель

Сталь (

Циркалой (Ы - 2, - оболочка

Модельные образцы

М о

л/в2°5

• Графит -

5е304

(1 = 15 мкм;

м2/г

& = 6 мкм;

§ =0,3 м2/г

& = 4 мкм;

§"=0,3 м2/г

d =11 4 мкм; 5 = 0,01 м2/г (1 = 3 мкм;

Б =45 м2/г

.Продолжение таблицы 1

Конструкционные материалы и материалы засыпки_

Модельные образцы

Ca (в составе оболочек ТВЭЛов и TBC)

Свинец ( дробь, чушки и т.д.) - засыпка

Песок - засыпка ¡.(Si-Og)

Бетон ( х СаО-у AigOg-iSU^) конструкции, засыпка

Доломит ( MgCOg-CaCOg ) - засыпка

Цеолит [ Ме20 • А 1-^03' SI С>2• HgO) засыпка

СиО

Рвй

Кварцевый песок

Ае2°3 " SuOo -

& = 9 мкм; s =Q1 м2/г &= 7 мкм; S = 0,09 м2/г _ Cl =26 6, мкм; "S= ppl м2/г CL= 5 9 мкм; • S = 0,03 м2/г d= 8 4 мкм; 5 = ОрЗ м2/г d= 2 мкм; S =0,9 м2/г Цеолит (Сокирниш)

d=51 1 мкм; _S =QQQ4 м2/г

- оценка геометрической поверхности в^модели сферических частиц. . !

Моделируя образование вторичных радиоактивных аэрозолей, в работе использовали введение С 5 из водного раствора, так как на различных этапах транспорта аэрозолей из аварийного реактора осуществлялся их контакт с жидкой фазой ( сконденсированный теплоноситель, атмосферная влага, почвенные растворы ) и процессы адсорфщи - десорбции так или иначе имеют место. Поэтому количество СБ , которое может переносить конкретный1 аэрозоль, будет определяться его сорбционной емкостью.

Следует отметить, что в отличие от большинства опубли-

д 147

ковайных. работ по изучении адсорбции С 5 на оксидах металлов, в данной работе для стандартизации исходных параметров все оксиды были предварительно отожжены при температуре 50СРС, что вело к дегидратации и, следовательно, к изме-нененшо адсорбционных свойств.

Поэтому результаты, эксперимента в данной работе существенно отличаются от имеющихся в литературе сведений, где такой обработки не проводилось (таблица 2 ) .

Таблица 2

1

Адсорбция С5 ( без носителя ) на'некоторых оксидах

и графите ,

Адсорбент

Адсорбция, %

Данные настоящей работы___

РвО

■гхо2 СиО

Графит МЮ 7 е304 ЩО

Кварцевый песок

ЙиОд

А<2°3

1 1 2 2 3 5

27 45 55 62 75

20

30 х: 50

30

хх

72 40

х - высушен при температуре 280°С; хх - при 100°С.

На основании эксперимента [та изучению адсорбции

137

эсобен

(с косителеи)на оксидах можно выделить следующие

Коэффициенты распределени. раствор - оксид ( графит )

металлов и графите ( таблица 3)

СБ

носги:

Л)

137,

С$

Таблица 3 в системе водный

-1-

оксид Сд. ш1

Ы

¡Оксид

1д иг

Ы

А12°3

- 4,92 43,82 + С), 87

- 4,47 26,66 + С}, 53

- 4,38 20,54 + С|,41

- 2,99 17,97 + 0,35

- 2,00 17,33 0;35

- 1,00 7; 97 + 0,15

0 3,66 + 0,07

1,00 1,33 + 0,02

5,14 4,47 4,38 2,99 2,00 1,00 О

1,00

35,68 ± 0,71 12,57 ± 0,25 9,79 ± 0,19 7,26 ± 0,14 6,71 ± 0,13 6,10 ± 0,12 3,0С ±0,06 1,15 ± 0,02

Продолжение таблипн 3

(

Око ил па Кс1 Оксид Щ ш кс[

- 4,92 18,78 + 0,37 мдо - 4,92 5,46 + 0 10

- 4,47 4,23 + 0,08 - 4,45 0,87 + 0 02

- 4,38 3,29 + 0,06 - 4,33 0,67 ± п 01

- 2,99 1,85 + 0,03 - 2,99 0,66 + 0 01 .

- 2,00 1,48 + 0,02 - 2,00 0,62 + 0 01

- 1,00 1,30 + 0,02 - .1,00 0,56 + 0 01

0 1,13 + 0,02 0 0,42 + 0 01.

1.00 0.46 + 0.01 1,00 0.38 + 0 01 ■

- 4,92 0,77 + 0,01 МО — 4,92 0,45 + 1 3 1С2 8 10"2

- 4,44 0,53 + 0,01 - 4,43 0,45 + 1

- 4 ,32. 0Г53 + 0,01 - 4,34 0,35 + 1 4 1СГ2

- 2,99 0,49 4 0,01 - 2,98 0,17 + 6 0 1СГ3

- 2,00 0,45 + 0,01 - 2,00 0,15 + 6 0 3(Г3

- 1,00 0,35 + 0,01 - 1,00 0,14 + 5 0 1СГ3

0 0,31 + 0,01 0 0,14 + 5 0 1СГ3

1.00 0.27 + 0.01 1,00 0.12 4 0 1СГ3

СиО - 4,92 0,38 +- 1,5 10"г Гра- _ 4,92 1\29 1 1 5 (Г2

- 4,45 0,21 + 8,0 1СГ3 фит - 4,44 0,12 4 0 1СГ3!

- 4,35 0,14 + 5,0 10~3 - 4,38 0,11 + 4 0 1СГ3'

- 2,98 0,11 + 4,0 1СГ3 3,0 1СГ3 - 2,98 0,11 + 4 0 10"3

- 2,00 о;оэ + — 2,00 0,09 + 3 0 1СГ3;

- 1,00 0,09 + 3,0 1СГ3 - 1,00 0,07 + 2 0 1СГ3

0 0,07 ± 2,0 Ю"-3 1,0 1СГ3 0 0,06 + 2 0 Ю-3;

1,00 0,06 + 1,00 0,06 ± 2 0 1СГ3

гщ - 4,92 0,15 + 7,0 Ю"'1 РвО' — 4,92 0,15 ± 7 0 кг*

- 4,44. 0,12 + 6,0 1ГГ3 - 4,43 0,-12 ± 6 0 1СГ3

- 4,33 0,11 + 5.0 Ю-3 - 4,35 0,11 + 5 0 1СГ3

- 2,98 0,09 + 4,0 10~3 - 2,99 0,09 + 4 0 1СГ3

- 2,00 0,07 + 3,0 1СГ3 - 2,00 0,06 + 3 0 10"3

- 1,00 0,07 + 3,0 1(Г3 - 1,00 0,06 + 3 0 1СГ3

0 0,06 + 3,0 10~3 0 0,06 + 3 0 1СГ3

1,00 (106 + 3.0 10~3 1,00 0,04 + 2, 0 1СГ3

1 л 7 +

щ - общее содержание ( 05 + С5 ) в растворе, мг

!. для всех исследованных сорбентов в области малых концентраций носителя е . в условиях "когда концентрация носителя меньте или-равна концентрации"радионуклида 15 , наблюдается резкое падение коэффициента распределения. Ка примере А£рО^, 51 0о, /Ив^О^ показано. ( рис. 5 ), что д К(1 / Кна участке 1 равен 0,98 для А£20з«' лля 51 02; 1,40 для Л/в205; 2. в интервале концентраций носителя 1ГГ^ + Ю мг/мл Кс1 медленно падает с постом концентрации носителя, прцчем для А?2°з> 02 наблюдается ступенчатая зависимость ^. Ьу & ня участке 2 ( рис. 5 ) равен 0,07 для А^Од; 0,13 Для 5102; 0,16 доя и на участке 3 - 0,32 для А£г03; 0,41 для 3и02.

Обнаруженный эффект изменения К с1 в области низких кон- : центраций носителя не зависит от вида сорбента и, вероятно, характеризует состояние [С.ф ультраразбавленных растворах, а не особенности сорбента.

К(1

■ -5 Рис. 5. '

о - А¿203

О- ви 02

Д-Ув205

Зависимость коэффициентов распределения ( К ¿) при адсорбции 137С5 ( с носителем ) на оксидах металлов от обшего содержания [с (т,м)в водном растворе.

14

Выведение Се из кавдого оксида изучалось в двух1 вариантах:

1. адсорбция - десорбция; '

2. адсорбция - отжит на воздухе ( ЮОСРС, графит - 600°С, РвО - 500°С ) - десорбция.

Из всей совокупности оксидов можно выделить три, для которых уровень содержания ^СБ после десорбции в отожженных и неогожженных образцах существенно различался - А^Од. 51-02, кварцевый песок ( рис. 6 на примере А^з ) • Предположено, что дополнительное связывание при высокотемпературном отжиге осуществляется за счет происходящих твердофаз-^ ных реакций [сб] с данными оксидами.

о,; 2

( . 4 8 12 16 20 24 28 32 36 40.44 48 V , мл

Рис. 6. Относительное содержание Сэ в оксиде алюминия в зависимости от объема десорбента ( 1^0) . 3 ч - начальная активность СБ на оксиде алюминия

3 I - активность ' Сэ на Д^З при десорбции. ■

Исследование десорбции С5 с оксидов металлов и графита показывает, что, как и в случае оксидов урана, существует как минимум два параллельннх процесса выведения С 5 из твердой фазы: .

1. десорбция с поверхности слабо связанного [с$] ( быстрая компонента ) ,

2. десорбция прочно связанного [с$] и выведение из объема

. кристаллов за счет диффузии, капиллярных явлений, растворения матрицы ( медленная компонента) . Расчитаны параметры линейных зависимостей у = а - вх для быстрой и медленной компонент десорбции с отожженного

и неотожженного образцов каздого оксида. Например, для отожженного А^Од параметры быстрой компоненты

а2 = 3,71 ± 1,47-10" ; ва = 1,83-КГ1 + 1,38-1СГ*2 (мл-1) и медленной компоненты

а2 = 4,18 ± 1,58-1СГ2 ; в2 = 4,42 -ЮГ3 1 4,03-10-4 (мл1) для неотожженного образца -

а1 = 3,78 ± 1,10-10-1 ; в2 = 1.13 1СГ1 ± 7,20-1 (Г3 (ил1) &2 = 4,09 ± 8,46-10~2 ; в2 = 1,83-1СГ2 '+ 2,10 10"3 (мл1) 'Среди отожженных и неотояжениых образцов оксидов металлов и графита выделяются две группы:

1-я, характеризующаяся быстрой и медленной компонентами: неотожженные образцы отожженные образцы

^2?3' ^ ^2* кваРцевый песок, А^А?' 5и02, кварцевый песок,-РвО.'МдО, ^0,1е30А, СиО РвО.'мдО, ?е304, СиО,

- графит, л/вдО^

2-я - при данной постановке эксперимента характеризующаяся только быстрой компонентой:

неотожженные образцы отожженные образцы

л/в2°5' гРа'Г:'ит •

Как и в случае оксидов урана, исследовалось выведение

'^С? из неогожженных и отожженных А^Од, $I кварцевого песка при последовательной обработке: десорбция - отжиг ( 100Ло0, 1 час ) - десорбция. На примере А?20д показано ( рис. 7 ) различие в амплитудах выброса при последо-

вательном отжиге из отожженного и неотожженного образцов, которое характеризует точность удержания "^СЗ .

Рис. 7. Выведение С5 из Л£2°з при последовательной обработке: десорбция - отжиг - десорбция. О - неотожженный образец, ф - отожженный образец.

- активность С б в I- той порции десорбента, начальная активность на А£2°з на } -той

с|тадии обработки.

Установлено, что с увеличением температуры (200 - 100СРС) и времени (10-60 мин ) отжига содержание С5 после десорбции подвижной формы в ряде образцов Л^з» 02, кварцевого песка увеличивается. Так, для температуры 1000°С и времени отжига 60 мин содержание С5 после десорбции увеличивается на 26$ в А^Од, на в кварцевом песке, на в ¿¡-О^ по сравнению с неотожженными образцами.

Исследованы процессы адсорбции и удержания ^Св природным цеолитом ( Сокирница ) . Цеолит интересен как сорбент с большой емкостью, который был использован для иммобилизации подвижных форм радионуклидов в почвах и водных растворах.

•Для цеолита характерна высокая степень удержания адсорбированного после десорбции, практически одинаковая для отожженного и неогожженного образцов ( рис, 8 ) . Незначительное увеличение выведения ^Ся • при отжиге, вероятно, может быть связано с частичным разрушением структуры цеолита. В условиях эксперимента для цеолита была выделена только

одна компонента десорбции - медленная, что соответствует проч-

137

но связанной форме и выводу для отожженного образца:

а2 = 4,59 ± 7,46 1СГ3 ; для неотожженного:

а2 = 4,60 ± 5,96-1СГ4 ;

С5 из пор. Параметры десорбции в2 = 2,23^1(Г3 ± 4,54-1СГ4 (мл1) в2 = 1.00-1СГ3 ± 5,04 -1СГ®(мл*)

,

1,0 0,8

0,6 Р;4

0,2

Д - отожженный образец ф - неотожженннй образец

2 "-4. 6 8 10- 12 14 16 18 20 У,

мл

137,

Рис. 8. Относительное содержание ^'Сг в цеолите в зависимости от объема десорбента/ Н20 ) . ' 3 1 - начальная активность СБ на цеолите

3 - активность 137С$ на цеолите" при десорбции.

Установлено, что в отличие от А^Од, Б«.02. кварцевого песка содержание й посую десорбции в образцах цеолита незначительно уменьшается с ростом температуры ( 200 - ЮОСРС) и времени ( 20 - 60 мин) отжига. Например, содержание 137С2 в образце цеолита после отжига при 1000°С в течение 60. мин и последующей десорбции составляет. 9'3$ по сравнению с 98$ для неотожженного образца, что, как отмечено вше, может быть свя-занр с частичным разрушением структуры цеолита.

•Исследовано перераспределение Сэ в системе {оксид + + адсорбированный * 7Сз] - цеолит - вода. По результатам эксперимента (рис. 9, табл. 4) можно.сделать вывод, что при совме^тншррисутствии сорбентов с различной адсорбционной

емкостью,'например, Г оксид +- 137Сз 1 - цеолит, происходит •• ' 137

иммобилизация .• С^ на сорбенте-'с большей емкостью. Количественно эффект иммобилизации соответствует убыли подвижной формы 137С Э при десорбции водой( табл. 4 ) .

Таблица 4

137 ■

Содержание Сэ после десорбции в (1) отожженных оксидах, (2) неотожжеяных оксидах, (3) неотожженных оксидах в присутствии цеолита.

Оксид Содержание 137С<;. . %

1 2 3

'/е304 ' 12 9 -. 2

мдо 6 6 4

сио 14 9.. 8

РвО 25 23 20

Графит 12 6 6

гю? 1 1 ' 1

А*2°3 52 25 .. 28 "

5-" 4 4

МО ' 16 13. 8

Песок 71 30 21

5ЮР '28 13 13

Таким образом, использование цеолитов для иммобилизации подвижных форм радионуклидов в водной среде является достаточно эффективным.' •

Золержание %

оО

30

10

7С

ЬО

30

10

Те304

А?'2°3

РвО

I 2 3

Кварцевый песок

Ув205

тт

Ос

1

и/10

МдО

И

Графит

2 3

СиО

гхоп

1 • к 3 123 123123 123 123

Рис. 9. Перераспределение ^СБ в системе [оксид*+ адсорбированный ( I ) - цеолит ( 2 )

— папп

( я ^

4. Использование метода РТЛ для исследования сорбентов.

На примере А^Од (рис. 10) показаны кривые термовысвечивания (КТВ) для 4-х образцов каждого оксида ( образцы № 1,2 выдержаны в дистиллированной воде, № 3,4 в растворе

; .образцы № 2,4 отожжены при 1000°С в течение часа ) .

Для оценки изменения параметров ЭДЦЗ в исследуемых сорбентах они облучались дозой близкой к насыщению Д =2Мрад КТВ снимались на ТЛ-анализагоре "Нагзпаи.'". Принималось, что светссуммы пиков ТЛ пропорциональны концентрации ЭДЦЗ, а их глубина оценивалась по уравнению Дуцика для кинетики 2-го порядка.

По результатам эксперимента можно сделать вывод, что отжиг материалов приводит к увеличению концентрации и изменению глубины ловушек и набора ЭДЦЗ, т.е. к изменению состояния сорбента; хотя однозначной корреляции между изменением отклика РТЛ и изменением сорбционных свойств оксидов металлов и графита не обнаружено.

^ , мкА 300

ЗСКл/г) 5,69 Ю'Л

200

100

300

200

100

5 С КЛ /г) 8,23 Ю

Гта*., С 406

£.58

о, аз

З/Кл/г) 9.62 'Ю'3

Е.эВ 0,33

100

400 Т,°С

100 400 Т,°С

Рис. 10. КТВ оксида алюминия.

ВЫВОДЫ: 137

1. Исследована адсорбция Cs из водных растворов в статических условиях на различных оксидах урана и материалах реакционной зоны аварийного реактора. Показано, что для оксидов урана адсорбционная емкость падает в ряду U ^Og > llOg > > U-O3, а для модельных материалов-в ряду AígOg > S"-02 >

>//в2°5 > > 5 е3°4 > Mí° > Сц° > гРа$ит > "02> РвО.

2. .Тля всех исследованных материалов показано, что десорбция ^Cs в водной среде характеризуется по крайней мере двуул процессами, отличающимися по скорости (быстрая и медленная стадии ) .

3. Отжиг на воздухе модели топливной матрицы ( U02 с введенным ) приводит к делокализации ~ 50$ и-выводу его на поверхность частиц, что связано с изменением структуры матрицы ( нижний порог 375°С) .

4. Исследовано влияние отжига на воздухе на процессы удержания и вызедения сорбированного ^Cs . Показано, что только для AígOg и' Si02 наблюдаются как эффекты дополнительного выброса ' 137CS при последовательных циклах отжиг -- десорбция, так и эффекты дополнительного удержания.

5. Для всех исследованных материалов показано, что зависимость коэффициента распределения (К d) 137Сs в системе водный раствор - оксид (графит) от общего содержания 137 ч

CS с носителем представляет собой нелинейное уменьшение

Kd с ростом количества Cs' в растворе.

Литература:

1. Ампелогова Н.И. Сорбция Cs оксидами" металлов. Радиохимия.- 1983,- т.25.- № 5,- с. 579.

2. Плотников Б.И., Таурбаева Т.И. Сорбция 137Cs ксерогелят ми и оксидами некоторых металлов. Радиохимия.- 1977.г. 19.- Л 1,- с. 20.

Основное содержание диссертации изложено в следующих публикациях:

1. Власов В.К,, Черных Е.В., Фаткулбаянова Н.Л., Алентьева Л.Н. Исследование некоторых элементарных процессов выведения радионуклидов из диспергированного ядерного горючего.

22