WWW.DISS.SELUK.RU

БЕСПЛАТНАЯ ЭЛЕКТРОННАЯ БИБЛИОТЕКА
(Авторефераты, диссертации, методички, учебные программы, монографии)

 

Pages:     | 1 |   ...   | 3 | 4 || 6 |

«Чернобыль 2005 А. А. Ключников, Э. М. Пазухин, Ю. М. Шигера, В. Ю. Шигера РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ АЭС И МЕТОДЫ ОБРАЩЕНИЯ С НИМИ Монография Под редакцией Ю. М. Шигеры Чернобыль ИПБ АЭС НАН Украины 2005 УДК 621.039.7 ББК31.4 ...»

-- [ Страница 5 ] --

ПЗРО «Буряковка» имеет 30 траншей - хранилищ со средней емкостью одного хранилища 22 - 23 тыс. м 3. В настоящее время заполнено и законсервировано 20 траншей, заполнено и подготовлено к консервации 4 траншеи, частично заполнено 2 траншеи, резерв составляет 4 траншеи. Конструктивно хранилище РАО представляет собой траншею (искусственное заглубление в рельефе местности) с размерами в плане 58,8 х 150 м и глубиной 5,6 м. Размер по дну траншеи 100 м. Боковые стенки выполнены с уклоном 1:4. По дну и боковым стенкам выполнен глиняный экран толщиной 1,0 метр и выравнивающий слой из местного грунта толщиной 0,6 метра (рис 8.2). Загрузка РАО в траншеи производится «навалом» или с использованием разовых металлических контейнеров. Срок контролируемого хранения твердых РАО в законсервированных траншеях по рекомендациям разработчиков проекта, ВНИИПИЭТ, г. Санкт-Петербург, составляет 30 лет.

Радиоактивные отходы доставляются на спецавтотранспорте на пункт дозиметрического контроля, где проводится дозиметрический контроль и оформление документации. Измерения и расчет суммарной и удельной активности твердых радиоактивных отходов, поступающих на ПЗРО «Буряковка», проводятся по временной инструкции, разработанной УДК (ГСП «Радэк»). Мощность экспозиционной дозы измеряется приборами ДП-5В и МКСР. До 1997 года объем радиоактивных отходов определялся по заполнению кузова автомобиля и по плотности рассчитывалась масса РАО.

С 1997 года на ПЗРО «Буряковка» смонтированы автовесы 504 2РС ЗОДЦ24АсМ1, которые обеспечивают измерение массы в диапазоне 0,2 - 5, т (погрешность ±10 кг), 5,0-20,0 т (погрешность ±15 кг) и 20,0 - 30,0 т (погрешность ±20 кг).

Суммарная активность вычисляется по формуле:

где: М- масса РАО в кузове автомобиля, т;

X— среднее значение экспозиционной дозы, мР/ч.

Данные измерений записываются в специальные журналы. Два раза в месяц производится отбор проб (5 проб с каждой автомашины), преимущественно сыпучими РАО однородными по составу. При этом точки пробоотбора выбираются равномерно расположенными по площади кузова автомашины.

Статистическая ошибка определения ш С з не превышает 15%. На последующих этапах проводится анализ на содержание 9 0 8г и изотопов плутония.

Условные обозначении Заполненная.

законсервированная Заполн законсервированная Заполняемая Резервная В зависимости от типа, отходы направляются либо на захоронение в траншею, либо на площадку складирования металлических РАО. В траншее ТРО складируются навалом, по мере заполнения уплотняются тяжелой техникой. Когда траншея заполнена до проектных отметок, уплотненные РАО засыпаются местным грунтом слоем 0,6 м (выравнивающий слой). Грунт уплотняется бульдозером.

По выравнивающему слою отсыпается и тщательно уплотняется глиняный экран толщиной 0,5 м. На уплотненном экране отсыпается защитный слой из местного грунта толщиной 1 м, по нему - слой растительного грунта и высеивается трава. По контуру законсервированной траншеи устраивается водоотводящая канава и сеть контрольно-наблюдательных скважин (КНС) в количестве 96 шт., из которых ежеквартально производится отбор проб воды на определение содержания Сз 1 3 7 и 8г. Кроме того, ведется регулярный контроль состояния закрытых траншей, содержания радионуклидов в воздухе бытовых и производственных помещений, работоспособности оборудования и механизмов, проектных отметок и т.д. Уплотненные РАО засыпаются местным грунтом слоем 0,6 м (выравнивающий слой). Грунт уплотняется бульдозером.

Конструкция системы сбора дождевых стоков предусматривает выход воды на поля фильтрации за пределы ПЗРО в незначительных объемах после обильных дождей. В 1999 г. выход воды на поля фильтрации не зафиксирован.

В среднем за год поступает около 3 0 - 4 0 тыс. м 3 радиоактивных отходов. В настоящее время в ПЗРО «Буряковка» захоронено 806,3 тыс. тонн РАО, в объеме 590 тыс. м 3, суммарная активность которых составляет 2,435х1015 Бк (по данным инвентаризационных ведомостей). Основные данные о принятых на хранение в ПЗРО «Буряковка» РАО по состоянию на 31.03.2000 года приведены в таблице 8.4.

Таблица 8.4. Основные данные о принятых на хранение РАО по ПЗРО «Буряковка»

Радиационный контроль объектов ПЗРО «Буряковка» проводится в соответствии с «Регламентом работ по радиационному контролю объектов зоны отчуждения», утверждаемым директором ГП «РАДЭК».

По результатам мониторинга, проводимого ГП «РАДЭК» радиоэкологическая обстановка на территории ПЗРО «Буряковка» в течение 1999 г оценивалась следующим образом: Средняя годовая доза на одного работника ГСП «Комплекс» 2,05 мЗв. Максимальная мощность экспозиционной дозы мР/ч. Концентрация радионуклидов в воздухе не превышает ДКд и составляет в среднем: 1 3 7 Сз - 1,1х1(Г3 Бк/м3; 9 0 5г - 2,2х10"5 Бк/м3; 2 3 8 + 2 3 9 + 2 4 О р и _ 6,4x10'7 Бк/м3. Удельные активности верхнего слоя почвы на территории ПЗРО не превышают по: | 3 7 Сз - 4,0х103 Бк/кг; 9 0 З г - 29хЮ2 Бк/кг; 2 3 ? + 2 3 9 + 2 Л ) р и - 0,74 Бк/кг. Вклад а-содержащих радионуклидов в суммарную активность не превышает 2%.

С целью обеспечения возможности дополнительного увеличение объемов радиоактивных отходов для захоронения на ПЗРО «Буряковка» намечается проведение работ по созданию новых хранилищ РАО. С этой целью рассматриваются варианты:

1. Железобетонное хранилище модульного типа.

2. Приповерхностные хранилища траншейного типа конструктивно аналогичные действующим, но большие по объему.



3. Приповерхностные межтраншейные хранилища траншейного типа.

По железобетонному хранилищу модульного типа киевским институтом «Энергопроект» разработан проект, по которому необходимо выполнить доработки с учетом дополнительных требований законодательства и провести экологическую экспертизу. В такое хранилище можно захоронить радиоактивные отходы в объеме более 50 тыс. м 3.

По приповерхностным хранилищам траншейного типа, аналогичным имеющимся, разрабатывается проектная документация. Предполагается строительство двух траншей такого типа с общим объемом до 130 тыс. м 3. По приповерхностным межтраншейным хранилищам траншейного типа разработаны основные технические решения. В траншею может быть захоронено до 40 тыс. м3 РАО. При использовании 15 хранилищ этого типа можно дополнительно захоронить до 600 тыс. м\ Пункты временной локализации радиоактивных отходов (ПВЛРО) сооружались без проектной документации, не имеют инженерных защитных сооружений и перекрытий, создавались без учета гидрогеологических условий на их территориях. По территориальному расположению все ПВЛРО объединены в сектора и приказом администрации зоны отчуждения от 27 августа 1996 года № 83 за ГП «Комплекс» закреплены объекты:

ПВЛРО «Копачи» площадью 1250 тыс.м ;

ПВЛРО «Припять» площадью 700 тыс.м";

ПВЛРО «Чистогаловка» площадью 60 тыс.м 2 ;

ПВЛРО «Песчаное плато» площадью 880 тыс.м 2 ;

ПВЛРО «Нефтебаза» площадью 420 тыс.м 2 ;

ПВЛРО «Старой стройбазы» площадью 1220 тыс.м 2 ;

ПВЛРО «Новой стройбазы» площадью 1250 тыс.м ;

ПВЛРО «полигон Корогод» площадью 1250 тыс.м ;

ПВЛРО «станция Янов» площадью 1280 тыс.м ;

ПВЛРО «Рыжий лес» площадью 400 тыс.м 2.

Хранилища типа ПВЛРО не отвечают требованиям нормативных документов, обеспечения их безопасной эксплуатации и в разной степени оказывают отрицательное воздействие на окружающую среду. Наиболее опасны в настоящий момент ПВЛРО, которые находятся вблизи реки Припять. Это, в первую очередь, ПВЛРО «Нефтебаза» и «Песчаное плато». Траншеи ПВЛРО «Нефтебаза» постоянно или частично затапливаются или подтапливаются.

ПВЛРО «Рыжий лес» содержит большое количество радиоактивных отходов с высокими уровнями удельной активности, однако, в настоящее время, он является скорее потенциально, чем реально опасным объектом для окружающей среды. Накопление РАО по ПЗРО и ПВЛРО в 1990 г. и 1998 г. показано на рис. 8.3.

Тем не менее, все ПВЛРО требуют серьезного внимания. По некоторым из них уже сейчас необходимо принимать срочные меры по локализации или перезахоронению из них радиоактивных отходов.

В зоне отчуждения регулярно проводятся поиск, обследования, исследования и инвентаризация хранилищ радиоактивных отходов. В то же время, при разработке проектов и принятии технических решений следует использовать данные инвентаризации, проведенной в соответствии с действующими в Украине регламентирующими документами.

Инвентаризация РАО и ИИИ проводится во всех предприятиях, организациях и учреждениях Украины независимо от форм собственности. Государственная инвентаризация проводится один раз в три года. Конкретные сроки инвентаризации определяет орган государственного управления в сфере обращения с радиоактивными отходами.

Рис. 8.3. Накопление РАО по ПЗРО и ПВЛРО в 1990 г. и 1998 г.

В зоне отчуждения функционирует региональный центр учета радиоактивных отходов зоны отчуждения при ГСП «Комплекс», созданный в соответствии с постановлением Кабинета Министров Украины от 29.04.96г. № 480. Данные инвентаризаций радиоактивных отходов, проводимых на всех предприятиях зоны отчуждения, передаются в региональный центр зоны отчуждения при ГСП «Комплекс», который ведет реестр РАО и кадастр хранилищ РАО по результатам обследований и инвентаризации.

Обследования зоны отчуждения с 1986 года проводили различные институты и предприятия - ВНИПИпт, ГНЦРОС, институт геологии, ИГФМ НАНУ, ГСП «Комплекс», НТЦ КОРО, УДК (ГСП «Радэк»), подразделения Госкомгидромета и другие. При этом были использованы различные как наименования мест размещения радиоактивных отходов (в том числе и ПВЛРО), так и терминология, что затрудняет сравнение и анализ этих материалов для оценки динамики изменения состояния хранилищ за прошедшие годы. В зоне отчуждения перечень хранилищ и их наименования определены инвентаризационной ведомостью, которая переутверждается каждые 2 - года.

Систематизированные обследования ПВЛРО в соответствии с регламентирующими документами были начаты в 1990 году. Данные обследований вносились в инвентаризационную карточку по установленной форме. В 1991 - 1992гг. обследования проводились ЧНИПС НИПИ (г. Москва), который обследовал участки ПВЛРО «ст. Янов» и «Рыжий лес». В дальнейшем работы по обследованиям ПВЛРО проводились НТЦ КОРО по договору с ГСП «Комплекс».

На рис. 8.4. показано хранение загрязненной техники на в зоне отчуждения.

ШшЖ&14*Ш%Ш^$ &%%Ш г^ Рис. 8.4. Хранение загрязненной техники на ПВЛРО в зоне отчуждения.

В 1993 году в НПО «Припять» было принято решение о приоритетности обследования ПВЛРО по критерию опасности выноса радиоактивного загрязнения в р. Припять:

- ПВЛРО «Нефтебаза»;

- ПВЛРО «Песчаное плато»;

- ПВЛРО «Станция Янов»;

- ПВЛРО «Рыжий лес».

В настоящее время полностью завершены обследования ПВЛРО «Нефтебаза» и «Песчаное плато».

В дальнейшем очередность обследований предполагается изменить с учетом работ, которые должны проводиться на территории возле ЧАЭС в связи с преобразованием объекта «Укрытие» и снятия с эксплуатации ЧАЭС.

Первоочередными должны быть обследования ПВЛРО «Старая стройбаза».

В процессе обследований ПВЛРО проводились радиационные, геофизические, гидрогеологические и аналитические исследования, а также специальные работы. При этом ставилась задача оценить геолого-гидрологические условия захоронений, степень загрязнения грунтовых вод, получить необходимые данные для инвентаризации захоронений для ввода их в реестр РАО и кадастр хранилищ РАО и использования этих данных при проектировании и реализации инженерных мероприятий по предотвращению миграции радионуклидов в окружающую среду.

Данные о характеристиках ПВЛРО получались по результатам:

- измерений полей ионизирующих излучений на участке и отбора проб из поверхностного слоя грунта;

- проведением гамма-опробования и гамма-зондирования массива пород микрозондом;

- гамма- каротажа и геофизических исследований в скважинах, проходимых на глубину 3 - 5 м с отбором керна;

- отбора проб подземных вод иглофильтрами из массива и пробоотборниками из скважины.

ПВЛРО «Нефтебаза» расположен на правом берегу реки Припять вдоль южного побережья Припятского затона. Часть территории ПВЛРО расположена в пойменной части реки Припять (приблизительно половина), часть - на первой надпойменной террасе. ПВЛРО разделено условно на три участка: 5Л, 5.2, 5.3. Обследования участка 5.1 проведены в 1994 г., участков 5.2 и 5.3 - в 1995г. Общая площадь сектора ПВЛРО, на которой сосредоточены захоронения РАО, составляет 70 га. На территории ПВЛРО сосредоточено 224 захоронения в виде траншей и буртов. В захоронениях складирован радиоактивный грунт, железобетонные конструкции речного причала, щебень, деревья. Глубина захоронений от 1,5 до 3,5 м. Протяженность и ширина их колеблется в очень широких пределах. Уровень грунтовых вод колеблется от 0,5 м до 1,5 м в пойменной части территории и от 5,7 до 10 м на территории террасовой части. В паводковый период захоронения РАО в пойменной части территории ПВЛРО затапливаются.

Запасы долгоживущих отходов по состоянию на 1994-1995гг. по сектору ПВЛРО «Нефтебаза» составили 35,5 - 10 10 Бк.

ПВЛРО «Рыжий лес» расположен к югу от г. Припять и на запад от ЧАЭС. Общая площадь превышает 2000 тыс. м. Условно ПВЛРО разделен на пять участков. Обследования проведены ЧНИПС НИПИпромтехнологии (г.

Москва) в 1992 году только для участка 2.1. Участок занимает площадь около 100 га и расположен в 1 км на юго-восток от железнодорожной станции Янов, а с востока примыкает к автодороге Чернобыль-Припять. На участке имеется 49 захоронений траншейного типа и 8 захоронений типа «бурт». В захоронениях размещен загрязненный радионуклидами грунт, погибшие деревья, конструкции дачных строений. В паводковый период подтапливаются 32 траншеи. Запасы долгоживущих РАО составляют 10010 Бк.

ПВЛРО «Песчаное плато» расположено на правом берегу реки Припять северо-западнее ЧАЭС на расстоянии 3,5 км. Западной границей ПВЛРО примыкает к северо-восточной окраине г. Припять. Площадь территории ПВЛРО составляет 78 га. Обследования ПВЛРО были завершены в 1998 году.

На территории ПВЛРО имеется 82 захоронения РАО траншейного типа и 8 захоронений типа «бурт». Радиоактивные отходы представляют собой, в основном, загрязненный радионуклидами грунт. Запасы долгоживущих радиоактивных отходов составляют 4,44-1010 Бк.

Захоронения не контактируют с грунтовыми водами. Величина зоны аэрации от подошвы захоронений до уровня грунтовых вод колеблется от 3, до 7,0 м.

ПВЛРО «Станция Янов» расположен к югу от железной дороги в районе станции Янов. Обследования ПВЛРО «Станция Янов» проведены в 1993 г. только для одного участка 3.1. Участок расположен в 1,5 км к югу от г.

Припять. С юга участок ограничен автодорогой, ведущей к ПЗРО «Буряковка», с севера участком железной дороги станция Янов - станция Семиходы.

Площадь участка составляет 16 га. На участке сосредоточено 38 захоронений РАО в виде траншей. Длина траншей колеблется от 8 до 100 м, ширина от 1, до 10 м, глубина от 1,5 до 2,0 м. В захоронения размещен верхний слой снятого при дезактивации грунта, погибшие деревья, строительный мусор, образовавшийся от сноса дачных строений.

В настоящее время участок покрыт сосновым лесом 8 - 1 0 летней давности. Уровень грунтовых вод колеблется в пределах от 3 до 4 метров.

Запасы долгоживущих РАО (без учета 2 3 А т ) по состоянию на 1993 г.

составили 0,158-10 |0 Бк.

Технический осмотр всех ПЗРО и ПВЛРО производится ответственными лицами ГСП «Комплекс» согласно утвержденных графиков и карт технологических процессов на обслуживание ПЗРО. Состояние законсервированных траншей на ПЗРО «Буряковка» проверяется ежедневно, модулей ПЗРО «Подлесный» - один раз в неделю.

ПЗРО «3 очередь ЧАЭС» («Комплексный») не относится к сфере деятельности ГСП «Комплекс» так, как он находится на промплощадке Чернобыльской АЭС. Но в связи с остановом 3-го энергоблока и выводом ЧАЭС из эксплуатации в конце 2000 года а также учитывая теперешнее состояние ПЗРО «3 очередь ЧАЭС» («Комплексный») ему безусловно будет уделено достаточно большое внимание.

ПЗРО расположен на территории ЧАЭС к западу от градирен 3-ей очереди ЧАЭС. Принят в эксплуатацию в 1986 г. Тип хранилища- частично бетонная камера, разделенная на секции. Камеры сверху частично закрыты бетонными плитами, на которые уложен метровый слой уплотненной глины и слой грунта. Объем РАО составляет 26196 м 3, суммарная активность 3771 Ки.

Объект законсервирован с декабря 1988 г. и охраняется постом милиции.

Продольная ориентация захоронения РАО - СВ-ЮЗ. По периметру хранилище огорожено колючей проволокой. Геометрические размеры захоронения и его радиационные характеристики определены с помощью разведочного бурения, гамма - сканирования скважин и визуального осмотра в местах просадки грунта, перекрывающего захоронение.

В юго-западной части граница захоронения практически совпадает с контуром ограждения. С северо-западной стороны контур захоронения совпадает с контуром ливневой канавки, а с северо-восточной стороны контур захоронения распространяется, примерно, до 30 м за ливневую канавку. С восточной и западной стороны захоронение РАО ограничено вертикальными железобетонными стенами.

В результате ознакомления с различными документами, касающимися ПЗРО «3-я очередь», выяснилось, что этот пункт захоронения имеет несколько названий - ПВЛРО «Комплексный», ПЗРО «Комплексный», ПВЛРО «3-я очередь». Однако, согласно лицензии на эксплуатацию ПЗРО и ПВЛРО № 07/5-Е0996-27, выданной Министерством охраны окружающей природной среды и ядерной безопасности 12.09.96 г. Этот пункт захоронения имеет официальное название - «3-я очередь ЧАЭС».

В процессе работы над книгой были изучены, практически, все имеющиеся документы, касающиеся ПЗРО «3-я очередь ЧАЭС». Данные о количестве РАО, их активности, приведенные в этих документах, весьма противоречивые. О степени воздействия ПЗРО на объекты окружающей среды, практически, нигде не идет речи, поэтому этим вопросам при обследовании ПЗРО было уделено первоочередное внимание.

Рис. 8.5. Фрагмент восстановленной фотографии ПЗРО «3-я очередь ЧАЭС» перед закрытием хранилища.

С помощью раннее произведенного разведочного бурения и гамма- зондирования были определены истинные границы ПЗРО, определен объем и вес РАО, заложенных в хранилище, а также рассчитаны их активность на момент обследования. На основании этих данных был выполнен прогноз миграции радионуклидов из ПЗРО и предложены первоочередные технические решения по ограничению их воздействия на окружающую среду.

ПЗРО «3-я очередь ЧАЭС» представляет собой недостроенное хранилище сухих РАО низкой и средней активности 3-ей очереди ЧАЭС. Оно состоит из семи каньонов, продольные стены которых длинной от 90 до метров выполнены из сборного железобетона. Ширина каждого каньона ~ метров, высота стен ~ 5 метров, торцевые стены отсутствуют и в них отсутствуют глиняные замки. В каньоны насыпом помещены контейнеры объемом приблизительно 1 м.

Эти данные получены путем анализа фотографий, сделанных с вертолета в период, когда в хранилище были загружены контейнеры, и его консервация еще не началась. Реставрированный, фрагмент фотографии приведен на рис. 8.5.

Согласно документа «Конструкция захоронения отходов» сверху контейнеры с РАО должны быть засыпаны песком до горизонтальной поверхности, затем уложены железобетонные плиты, поверх плит должен быть насыпан слой естественного грунта толщиной 1.0 - 1.5 метра поверх которого уложена, глина толщиной 1.0 м. Сверху утрамбованной глины укладывается почвенный слой толщиной 15 — 20 см и посеяны многолетние травы.

Согласно документа «Техническое решение о консервации хранилища «3-я очередь ЧАЭС» от 25.05.87г. железобетонные плиты должны закрыть все хранилище, однако, в дальнейшем было разрешено их не класть (резолюция на документе «Техническое решение о консервации «3-ей очереди ЧАЭС «от 25.05.87г.»

Относительно объема хранилища в документах имеется довольно противоречивые сведения. В документе программа «Могильники», разработанная в развитии п.п. 2.3.4, 2.3.5 «Комплексной программы по снижению доз облучения персонала ЧАЭС и организаций в 30-км зоне на 1987 гг.», датированным декабрем 1986г., указывается величина ~ 20000 м 3 ; в других документах 50000 м 3 ; и 88000 м3.

В акте санитарно-технического состояния ПЗРО в 30- км зоне ЧАЭС делаются выводы, что в ПЗРО «3-я очередь ЧАЭС» имеются высокоактивные отходы (ВАО), находящиеся в металлических контейнерах емкостью 1м3.

Максимальное количество контейнеров с ВАО может составлять 11500 шт., мощность экспозиционной дозы от контейнеров достигает 1 0 - 2 0 Р/ч, а в отдельных случаях до 100 Р/ч.

В отчете «Оценка экологической опасности РАО, локализованных на территории 3-ей очереди и стройбазы ЧАЭС и разработка мероприятий по ее предотвращению» приведены следующие данные об объеме, количестве контейнеров и активности РАО, сосредоточенных в контейнерах:

- количество контейнеров - 11500 шт.;

- суммарный объем хранилища - 88000 м 3 ;

- суммарная активность - 35000 Ки;

-активность 1 3 7 С5-21000 Ки;

мощность эквивалентной дозы на поверхности 10 - 40 мкбэр/ч (0.1 - 0. мкЗв/ч), а в северной части до 0.9 мбэр/ч (9 мкЗв/ч);

- в отчете исключается подтопление хранилища грунтовыми водами.

Все сведения полученные в обзоре материалов, использовались как исходные данные перед началом обследования ПЗРО « 3-я очередь ЧАЭС «.

С помощью разведочного бурения установлена ширина хранилища м, учитывая толщину стен. Продольные стены каньонов выполнены из сборного железобетона. Ширина каждого каньона - 6м. На момент обследования (май 1996г.) восточная стена каньона была практически полностью оголена в верхней ее части, что дало возможность точно определить ее длину - 124 м, торцевые стены отсутствуют. Дно хранилища выполнено из монолитного железобетона.

На поверхности хранилища имеется множество провалов, образовавшихся в результате просадки грунта. Некоторые провалы вдоль восточной стены достигают дна хранилища, что дало возможность точно определить высоту стен каньона - 5.2 м. На дне хранилища обнаружена вода.

В июле 1996г. все провалы были засыпаны песком без его уплотнения и перекрытия верхнего слоя глиной, но в октябре - ноябре 1996г. в этих местах снова появились провалы, через которые вода с поверхности проникает в захоронение, что явно не способствует локализации распространения радионуклидов за пределы хранилища. В местах провалов хорошо просматриваются контейнеры с РАО.- Контейнеры, заложенные в хранилище, перекрыты песком практически до высоты стен и не перекрыты железобетонными плитами. Поверх песка уложена и уплотнена глина толщиной от 0.2 м на краях хранилища до 2.0 м по продольной оси захоронения. Сверху глиняного экрана находится почвенный слой толщиной 0.1 - 0.2 м. Дневная поверхность хранилища покрыта густой травой.

По периметру хранилища имеется ливневая канавка с четырьмя водосборными колодцами, предназначенными для сбора поверхностных вод. Колодцы частично засыпаны песком и гидроизоляции не имеют. Откачка и контроль поверхностных вод с колодцев не производится.

Радиационное обследование ПЗРО «3-я очередь ЧАЭС» заключалась в измерении параметров гамма-, бета-, и альфа излучения на поверхности хранилища и внутри его, отборе и спектрометрическом анализе проб фунта с поверхности и проб воды в непосредственной близости от контура хранилища. Территория ПЗРО была разбита геофизической сетью с шагом 10x10 м. В узлах сети приборами МКС-01р и КРБ-1 проводились измерения у- и Ризлучения.

В результате замеров определено, что мощность эквивалентной дозы уизлучения колеблется от, практически, фоновых значений до 30 мкЗв/ч. Максимально измеренное значение - 34 мкЗв/ч было зарегистрировано в северной части хранилища.

Загрязнение а-излучающими радионуклидами измерялось в характерных точках поверхности ПЗРО (впадины, провалы, точки наибольших значений у- и Р-излучений). Загрязнение а-излучающими радионуклидами поверхности ПЗРО не превышает 1,0 а-част./см мин. Распределения наиболее часто встречающихся значений загрязнения поверхности ПЗРО у- и р-излучающими радионуклидами представлены на диаграммах рис. 8.6. Как видно из диаграмм, около 84 % территории ПЗРО загрязнено у-излучающими радионуклидами с мощностью эквивалентной дозы от фоновых значений до 5 мкЗв/ч., и около 75 % территории ПЗРО загрязнено Р-излучающими радионуклидами с плотностью потока от 50 до 500 р-расп./см мин.

Рис. 8. 6. Диаграммы распределения загрязненности Плотность поверхностного загрязнения | 3 7 Сз приведенной в отчете «Разработка проектов консервации ПВЛРО в 30-км зоне отчуждения ЧАЭС, составляет на 84% территории ПЗРО до 31 Кй/км2.

При определении объема РАО, заложенных в контейнеры приняты следующие исходные данные, полученные с помощью натурных наблюдений и разведочного бурения:

-длина восточной стенки хранилища- 124 м;

- ширина каждого каньона - 6м;

- глубина каждого каньона - 5м;

- количество каньонов - 7;

- размеры контейнеров - 1x1x1 м.

По натурным наблюдениям и по фотографии определено, что контейнеры загружены в каньоны навалом. Приняв коэффициент заполнения каньонов равным 0,7, определено количество загруженных в хранилище контейнеров. Определено также, что контейнеры загружены в среднем на 0,7 их объема. Основываясь на вышеприведенных параметрах определен объем РАО, заложенных в контейнеры.

Средняя длина каждого каньона, количество контейнеров, объем и вес РАО, заложенных в контейнеры, приведены в табл. 8.5.

Из информации, приведенной в «Акте обследования могильников от 25.02.87 г.» и «Оценки экологической опасности РАО, локализованных на территории 3-ей очереди и стройбазы ЧАЭС и разработка мероприятий по ее предотвращению» от 25.09.93г., известно, что контейнеры загружены в хранилище в 1987 г. Учета поступление РАО в хранилище в это время не велось.

Можно предположить, что в контейнеры загружены обломки конструкций четвертого блока ЧАЭС, верхний слой почвы и другие отходы с промплощадки ЧАЭС. Эти предположения подтверждаются и при обследовании контейнеров, которые видны в провалах (некоторые крышки контейнеров сдвинуты).

Таблица 8.5. Характеристики каньонов ПЗРО «III очередь ЧАЭС»

Принимая среднюю плотность материалов, заложенных в контейнеры, равной 1,6т/м3, определялся вес радиоактивных отходов. При различных подходах, к определению объема РАО, заложенных в контейнеры, можно считать, что реальный объем составляет не более 18000 м 3, но не 50000 м 3 или 80000 м3.

Согласно «Техническому решению о консервации 3-ей очереди ЧАЭС» от 25.05.87г. и «План хранилища ТРО» южную пазуху хранилища разрешалось загружать РАО из могильника «Ромашка». Для определения контуров заложения РАО вне железобетонного хранилища было выполнено гаммазондирование территории, находящейся за пределами каньонов. В результате гамма-зондирования оказалось, что радиоактивные отходы имеются не только в южной, но и в северной пазухе хранилища. Средняя глубина заложения РАО в эти пазухи около 3 м, а площадь заложения - 4 600 м. Суммарный объем РАО, заложенных в эти пазухи составляет 13 800 м, а вес - 22 080 т.

Таким образом, объем РАО, заложенный в ПЗРО «3-я очередь ЧАЭС», составляет 26196м3, а их вес - 41914 т.

При обследовании ПЗРО «3-я очередь ЧАЭС» по створу восточного каньона были пробурены разведочные скважины через Ю м е глубиной до упора в верхний слой контейнеров. Гамма- каротаж этих скважин показал, что мощность экспозиционной дозы в верхнем слое контейнеров колеблется от 1.0 до 15 мР/ч. Кроме того, многочисленные провалы обнажили часть контейнеров, что позволило измерить мощность экспозиционной дозы непосредственно на стенках контейнеров, которая составляла от 1.0 до 47 мР/ч. Таким образом было обследовано несколько десятков контейнеров.

Если пренебречь ослаблением стенками контейнеров (толщина металла - 1 -1.5 мм ), то можно рассчитать удельную активность РАО в контейнерах.

При расчетах принято, что захоронение РАО представляет собой бесконечную, однородную среду с равномерно распределенной активностью, то согласно отчета ЦНИИгеолнеруд «Изучение миграции радионуклидов из ПЗРО «Подлесный» и «3-ей очереди ЧАЭС, зная мощность экспозиционной дозы, можно рассчитать удельную активность РАО в хранилище по формуле:

где: Ау - удельная активность РАО, Ки/кг;

X — мощность экспозиционной дозы, Р/ч;

д - коэффициент линейного поглощения веществом РАО, см"1 для песка ц - 0.14, К г - гамма - постоянная излучающего радионуклида, Р-см2/ч-мКи) Расчет удельной активности основных радионуклидов приведен для:

АуСр 1 3 ? Сз = 5,2-10" 5 Ки/кг(19,24-10 5 Бк/кг),А у п 1 а х ш С5= 1,75' 10"4 Ки/кг В отчете НТЦ КОРО «Разработка проектов консервации ПВЛРО в 30км зоне отчуждения ЧАЭС», приведены, полученные экспериментально, соотношения между основными радионуклидами: Ау 9 0 8г = 0,73 Ау ш С з ; Ау 2 3 9 > Ри = 0 5-Ю"2 А 137С$Тогда, АусУр908г = 3,8-Ш5 Ки/кг (14,1-105 Бк/кг), А у т а х 9 0 8г = 1,28-Ю" Ки/кг (4 74-106 Бк/кг), А у с р 2 3 9 ' 2 4 0 Ри = 1,9-10'7 Ки/кг (7,0 -103 Ки/кг), А у т а х 2 3 9 > 2 4 0 Ри = 0,64-10-6 Ки/кг (2,37-104 Бк/кг);

Зная общий вес РАО, заложенных в хранилище (41914 т), определена активность основных радионуклидов | 3 7 Сз, 13 Сз и 2 3 9 > 4 0 Ри:

Исходя из расчетных данных, полученных на момент обследования, следует, что РАО в хранилище являются низко- и среднеактивными, но не высокоактивными как указывается в отчетах «Ядерная безопасность при обращении с высокоактивными отходами зоны отчуждения», а активности основных радионуклидов, приведенные в отчете «Оценка экологической опасности РАО, локализованных на территории 3-ей очереди и стройбазы ЧАЭС и разработка мероприятий по ее предотвращению» завышены, примерно, на порядок.

Абсолютная отметка подошвы хранилища - 110,13 м, а абсолютные отметки УГВ на экстремальные даты - 110,83 м и 110,65 м. Следовательно, хранилище затоплено грунтовыми водами на 0.7 м и 0.52 м соответственно. Это было подтверждено и результатами разведочного бурения.

Постоянный контроль за радионуклидным составом района ПЗРО «3-я очередь ЧАЭС» ведет УДК. Пробы воды для анализа отбираются из наблюдательных скважин, расположенных по периметру площадки ПЗРО. Ближайшее расстояние контрольных скважин УДК к бортам ПЗРО составляет 20 - 25 м.

Пробы воды для радиохимического анализа, отбирались как можно ближе от борта ПЗРО, так как отобрать воду в самом ПЗРО практически невозможно.

Все пробы воды отличаются повышенными концентрациями 90 8г, (от 0,5-Ю" Ки/л до 8,4-10" Ки/л), что превосходит ДК В по самой «грязной» пробе в 20 раз. Следовательно, ПЗРО должно рассматриваться как источник загрязнения грунтовых вод.

Проблема снижения возможного загрязнения грунтовых вод в районе ПЗРО может быть решена при закрытии ЧАЭС. В этой ситуации, при спуске пруда-охладителя вблизи береговой полосы и в пределах третьей очереди строительства ЧАЭС ожидается снижение уровня грунтовых вод до 3 - м, что в свою очередь приведет к снижению содержания радионуклидов в грунтовых водах.

ПЗРО «3-я очередь ЧАЭС» является источником загрязнения грунтовых вод и не соответствует требованиям СПОРО-85 и нормам, определенным нормативным документом «Захоронение радиоактивных отходов в приповерхностных хранилищах» (НД 306.604.95). Хранилище «3-я очередь ЧАЭС»

должно быть отнесено по статусу к классу ПВЛРО. Для снижения дозовых нагрузок на персонал необходимо провести дезактивационные работы на территории, прилегающей к ПЗРО и создать дополнительные инженерные барьеры на пути выноса радионуклидов за пределы хранилища с грунтовыми водами.

Рис. 8.7. Общий вид автоматизированной системы контроля радиационной обстановки Контроль радиационной обстановки в 30-км зоне, в том числе и на промышленной площадке ЧАЭС осуществляется автоматизированной системой контроля радиационной обстановки (АСКРО) рис. 8.7, которая была смонтирована и запущена в эксплуатацию в декабре 1986 года.

Система АСКРО обеспечивает контроль радиационной обстановки по МЭД, контроль жидких сбросов по удельной объемной активности (УОА) сбрасываемой циркуляционной воды, определение превышения значений параметров (МЭД, УОА) над контрольными уставками.

Она предназначена для своевременного опроса датчиков физической информации (ДФИ)), определения факта радиационной аварии, определения и прогнозирования изменений радиационной обстановки в 30-ти км зоне а также для прогнозирования дозовых нагрузок персонала, населения.

Оборудование системы АСКРО состоит из установок СРРМ-1, СРРМ-2, модема 600/19200 НУ, персонального компьютера, цветного монитора.

Установка СРРМ-2 является автономным устройством, осуществляющим сбор физической информации по 20 каналам от датчиков ДФИ с отображением и хранением собранной информации на пульте ПСОИ-2. В состав установки входит пульт ПУ-2, стойка питания и сигнальная карта с трехцветной сигнализацией превышений контрольных уровней.

Пульт управления имеет два табло: цифровое табло вывода информации и табло контроля исправности пульта. Размещение датчиков ДФИ - 1, представлено на рис. 8.8, контрольные уровни, типы датчиков контроля показаны в таблице 8.5.

До недавнего времени основным источником искусственного трития были испытания термоядерного оружия. В 1973 г. общее количество трития на земном шаре составило около 3000 МКи, так что удельная активность трития в дождевой воде северного полушария составляла около 1,6-10"9 Ки/л.

Прекращение испытаний ядерного оружия в атмосфере сопровождается постепенным уменьшением как его общего количества на земном шаре, так и удельной активности в воздухе, воде и других объектах окружающей среды.

В реакторах АЭС тритий образуется непосредственно при делении ядер горючего как продукт тройного деления; в результате (и, у) - реакция на дейтерии, находящемся в теплоносителе - воде в виде О 2 О; при захвате нейтронов ядрами В или 1л, находящимися в теплоносителе-воде (борное регулирование, корректировка водного режима) и в стержнях регулирования; в результате различных реакций быстрых нейтронов с конструкционными материалами активной зоны [34]. Дополнительным источником трития на АЭС с РБМК является газовый контур: тритий образуется в результате ядерных реакций на ядрах элементов продувочного газа.

Установлено, что в режиме нормальной эксплуатации активной зоны с ТВЭЛами в оболочках из циркониевого сплава в теплоноситель поступает около 0,1 % трития, содержащегося под оболочкой.

Основной является реакция 10В(«, 2а)Т, ее вклад в образование трития около 85%. Примерно такой же результат получен на АЭС с ВВЭР-440 (Кольская АЭС). При отработке режима борного регулирования за 7000 эф. ч работы АЭС в результате этой реакции удельная активность трития в воде первого контура составила 10"3 Ки/л, тогда как за счет В(п, у)Т и Н(«, у)Э(п, у)Т реакций - 5-Ю"6 Ки/л. В отсутствие борного регулирования на АЭС с ВВЭР- (Кольская АЭС, Ново-Воронежская АЭС и др.) удельная активность трития в реакторной воде в разное время работы изменяется в пределах (3,0 - 7,5)-10" Ки/л, а максимально зарегистрированы значения до 5-10" Ки/л. Такие же примерно данные получены на зарубежных АЭС с Р\МК [35]. Оценка различных реакций образования трития в первом контуре АЭС с ВВЭР при борном регулировании показала их следующую значимость (таблица 9.3).

Таблица 9. 3. Вклад основных источников образования трития в реакторе ВВЭР Выход из стержней СУЗ Образование в теплоносителе при реакции:

Дополнительно, в кислотных растворах можно применять электрокоагуляцию, при которой флоккулы формируются вокруг анода путем анодного осаждения Ре или А1, Причины, вызывающие осаждение радиоактивных изотопов в процессе коагуляции, а также механизм происходящих при этом процессов могут быть самыми различными.

В процессе коагуляции РАО могут очищаться следующими методами:

- осаждения радиоактивных изотопов совместно со стабильными изотопами;

- захвата взвешенных, в очищаемой зоне частиц (особенно коллоидных) вновь образованными осадками;

- адсорбции радиоактивных изотопов, находящихся в растворе в ионном состоянии, на развитой поверхности вновь образующихся осадков стабильных веществ.

В качестве коагулянтов чаще всего используют легкодоступные, недорогие реагенты; сернокислое железо (закисное и окисное), сернокислый алюминий, соли кальция, смеси фосфатов и гидроокиси кальция [51].

При использовании двухвалентного сернокислого железа в щелочной среде образуется гидроокись двухвалентного железа, которая окисляется кислородом воздуха, присутствующим в растворе, до гидроокиси трехвалентного железа:

Процесс рекомендуется проводить при рН - 8,5-11.

Коагуляцию гидроокисью алюминия для очистки ЖРО применяют значительно реже так, как применение гидроокиси железа возможно в более щелочной среде, в которой сорбция радионуклидов происходит лучше. Процесс протекает по реакции:

Оптимальные условия образования хлопьев гидроокиси алюминия при рН~7-8.

Как видно из приведенных выше реакций, при использовании в процессах коагуляции солей увеличивается общее солесодержание раствора за счет сульфата натрия. Для исключения этого нежелательного явления используют электрокоагуляцию. В основе электрокоагуляции лежит процесс анодного растворения металлов под действием электрического тока. Перешедшие в раствор катионы А13+ или Ре 2+ гидролизуются и служат активными коагулянтами для дисперсных примесей. Сопутствующее анодному растворению наложение на коагулирующую систему электрического поля и связанный с ним электрофорез частиц дополнительно, интенсифицируют процесс. Основной элемент электрокоагулятора - набор железных или алюминиевых пластин, в зазорах между которыми протекает обрабатываемая вода.

Большое распространение получила фосфатная коагуляция, в основе которой лежит получение нерастворимого соединения - гидроксилапатита:

Для осаждения гидроксилапатита требуется высокая щелочность среды или большой избыток фосфат-ионов, При фосфатной коагуляции происходит сорбция катионных форм радионуклидов, главным образом стронция (на %), а цезий и радионуклиды в анионной форме практически не осаждаются. В целом фосфатная коагуляция дает очистку от смеси Р-активных изотопов на один - два порядка.

Радионуклиды Сз удаляют с помощью осаждения ферроцианидов металлов, чаще всего с ферроцианидом никеля, так как он менее чувствителен к солевому составу перерабатываемых отходов и сохраняет сорбционные свойства в широком диапазоне рН (при рН = 9 коэффициент очистки достигает 100) [50].

При содово-известняковом умягчении в осадок выпадают карбонат кальция и гидроокись магния, которые служат коллекторами в основном для радиоактивного стронция. Сущность известково-содового способа сводится к следующим основным процессам. Введенная гашеная извести реагирует в растворенной в воде углекислотой:

а также вступает в реакцию с бикарбонатами кальция и магния:

При избытке извести карбонат магния взаимодействует с ней, образуя гидроокись магния, выпадающую в осадок:

Удаление солей некарбонатной жесткости основано на реакциях:

Использование содово-известкового процесса позволяет наряду со 90 8г удалять и другие изотопы, главным образом изотопы редкоземельных элементов, 9 5 2г, 95ЫЬ. Их содержание после осаждения СаСО 3 снижается примерно на порядок.

На поверхности образующегося осадка протекают различные обменные и адсорбционные процессы. Сорбция 9 0 8г достигает, значительной степени (около 90%) в щелочной среде (рН = 10,5), когда поверхность хлопьев имеет сильный отрицательный заряд. Извлечение 1Об Ки изменяется в широких пределах (8 - 96%) из-за многообразия его химических форм. Сорбции 1 3 Сз осадком не наблюдается [50].

Особенность метода химического осаждения - селективность к отдельным радионуклидам. К наиболее важным радионуклидам, требующим селективного удаления, можно отнести 1 3 7 Сз, ' 6 Ки, 90 8г, I, °Со. Рутений и кобальт плохо концентрируются на осадках. Наиболее известные сорбенты для рутения - сульфиды тяжелых металлов, таких как сурьма, кобальт, железо, свинец. Наиболее эффективна очистка от кобальта на оксигидратах циркония, хрома и марганца. Удаление йода 1 3 1 1 можно производить соосаждением с иодидом серебра или меди со стабильным изотопом-носителем.

Процесс химического осаждения завершается операциями по разделению фаз, предназначенными для осветления основной части отходов и концентрирования полученных при этом шламов. Для этой цели обычно используют отстойники-осветлители типа суспензионных сепараторов (рис. 13.3).

Особенность суспензионного сепаратора в том, что осадок в нем находится во взвешенном состоянии. Этому способствует то, что обрабатываемая вода поступает в сепаратор снизу через центральную трубу, расположенную над ложным дном.

При этом ранее выпавший осадок, находящийся во взвешенном состоянии, выполняет функции механического фильтра и катализатора, ускоряющего выпадение твердой фазы, а также способствует перемещению и агломерации взвешенных частиц, содержащихся в осветленной воде.

Для уплотнения пульпы в осветлителе имеется шламоуплотнитель. Подобные осветлители имеют примерно в 2 раза большую производительность по сравнению с вертикальными отстойниками и позволяют снижать содержание взвесей в радиоактивных сбросах до 10 мг/л.

1 - опора, 2,11 - перепускные трубы, 3 - дырчатое кольцо, 4 - ложное дно, 5 -осветлитель, 6 - вход обрабатываемой воды, 7 - воздухоотделитель, 8 - сдувка Э-крышка, 10-выход очищенной воды, 12-корпус, 13-выход очищенной воды из шламо-шл;

уплотнителя, 14,16-удаление шлама, 15 - конусообразное днище, Для дальнейшего осветления радиоактивных отходов обычно предусматривается операция фильтрования. Осветляют РАО также разнообразными по свойствам фильтровальными перегородками, в частности зернистыми слоями кварцевого песка, диатолита, угля, тканями из синтетических волокон, сетками из металлических нитей, пористыми перегородками из кварца, спекшегося стеклянного или металлического порошка.

Опыт показывает, что объем фильтра Л, получаемый за малый промежуток времени их с единицы поверхности фильтрующей перегородки 5, прямо пропорционален разности давлений и обратно пропорционален вязкости фильтра ц, общему сопротивлению осадка К„с и фильтровальной перегородки Кф.п (закон Дарси):

Наиболее просты песчаные или кварцевые фильтры. Слой кварцевого песка имеет высоту 1,2 м, диаметр зерен 1,5-2 мм. Иногда перед дренажной системой оборудуют подложку из антрацита высотой 5 - 1 0 см. Песчаные фильтры рассчитаны на давление 0,3 - 0,5 МПа. Коэффициент очистки от взвесей на этих фильтрах составляет около 10. Грязеемкость песчаных фильтров составляет 1,5 кг/м3 Время цикла в среднем от 10 до 20 ч., скорость фильтрации раствора 8 - 10м/ч. Сопротивление фильтра 0,05 - 0,1 МПа. К недостаткам песчаных фильтров следует отнести значительное количество вторичных отходов, образующихся при их регенерации.

1 - коническое днище, 2 - корпус, 3 - трубная доска, 4 - объемная крышка, 5-слив воды перед регенерацией, 6 - выход очищенной воды, 7 - сброс сжатого воздуха перед регенерацией, 8 - фильтрирующие элементы, 9 - подача обрабатываемой воды, 10 -удаление отработанного фильтрпорошка и вход суспензии фильтроперлита при намыве Более перспективны для переработки ЖРО намывные фильтры (рис.

13.4), в которых в качестве вспомогательных фильтрующих веществ могут использоваться как естественные, так и искусственные материалы (чаще всего модифицированный перлит).

У намывных фильтров ряд преимуществ: они обеспечивают более тонкое фильтрование (до 1 мкм), что позволяет этот процесс использовать как самостоятельную операцию по очистке отходов; имеют большую производительность; при их регенерации образуется сравнительно немного вторичных отходов, В трубную решетку вмонтированы патроны, изготовленные из пористой керамики иди витков проволоки. На эту фильтрующую перегородку наносится тонкий слой фильтрующего материала: диатомита, перлита, кизельгура или туфа. На созданный таким образом начальный фильтрующий слой подается суспензия с добавкой дополнительного фильтрующего материала, способствующего образованию пористого осадка. Грязеемкость фильтров с намывным слоем составляет 300 - 600 г/кг фильтрующего материала. Коэффициент очистки от взвесей колеблется от 10 до 1000. Осадок вместе с фильтрующим материалом удаляется обратным током [50].

Ионообменная очистка — это сложный процесс поглощения радиоактивных изотопов ионообменными смолами. Ионный обмен уже длительное время используется для отделения растворимых радиоактивных примесей из водных потоков. Принцип его действия заключается в замещении растворенными в воде радиоактивными компонентами нерадиоактивных компонентов смолы; но существуют ограничения в его использовании. Эти ограничения в основном не вызваны радиоактивностью и связаны с содержанием взвешенных твердых частиц и другими растворимыми солями в водных потоках.

Взвешенные частицы могут захватываться ионообменным материалом (он действует как обычный толстослойный фильтр), что вызывает неприемлемое снижение скорости фильтрации.

Ионный обмен между раствором и ионитом имеет характер гетерогенной химической реакции и зависит как от типа смолы, так и от природы и состояния изотопа в растворе [50, 51]. Количественной характеристикой процесса сорбции служит коэффициент распределения.

В производственных условиях эффективность сорбционных процессов характеризуется коэффициентом очистки К„ч = Аиа/Ар, т.е. отношением активности исходного раствора к активности очищенной воды.

По степени ионизации функциональных групп иониты подразделяются на сильнокислотные (сильноосновные) и слабокислотные (слабоосновные);

иониты, содержащие сульфо- и фосфорнокислые группы, а также группы четвертичного аммониевого основания, являются соответственно сильнокислотными и сильноосновными; иониты, содержащие фенольные группы и первичные аминогруппы - слабокислотными и слабоосновными. Иониты с карбоксильными и третичными аминогруппами занимают промежуточное положение между сильно- и слабокислотными (основными) смолами.

Для очистки жидких РАО применяют ионообменные фильтры (рис.

13.5), в которых используют в основном такие сорбенты: сильнокислотный катионит КУ-2-8, сильноосновной анионит АВ-17-8 и слабоосновные аниониты АН-31 и АН-2ф. Сорбенты выпускаются в гранулированном виде и используются обычно в Н+ и ОН"-формах.

Специфика работы ионитов в полях ионизирующих излучений проявляется в изменении емкости ионитов в результате нарушения их молекулярной структуры. При этом изменяются все химические и физические свойства сорбента. Различие в радиационно-химической стойкости катионита КУ-2-8чс и анионита АВ-17-8чс обусловлено в первую очередь разной стойкостью функциональных групп -8О3Н и -СН2>Г (СН) 3 к действию радиации.

1 - устройство для выгрузки фильтрматериала и полного опорожнения, 2 - днище, 3 - фильтрматериал, 4 - корпус, 5 - выход протечек, 6 - прокладка, 7 - подача обрабатываемой воды, 8 - крышка лаза, 9-лаз, 10-крышка, 11 - верхнее распредустройство, 12опора, 13 - нижнее распредустройство, По радиационной стойкости иониты можно расположить в ряд: пиридиновые аниониты > сульфо- и карбоксильные катиониты > слабоосновные аниониты типа первичных, вторичных и третичных аминов > сильноосновные аниониты типа четвертичных аммониевых оснований.

Для очистки ЖРО применяются следующие принципиальные схемы ионного обмена: последовательное катионирование и анионирование; очистка на фильтрах смешанного действия (ФСД) со смешанным слоем ионитов. Последний процесс предпочтительнее вследствие непрерывной; нейтрализации в растворе водородных и гидроксильных ионов, выделяемых из фазы ионита, но применяется он в промышленности реже из-за сложностей регенерации.

Несмотря на хорошую обратимость сорбции, при регенерации сорбента требуется 2-3 - кратный избыток кислоты и щелочи.

Значительное место в проблеме переработки ЖРО отводится использованию природных сорбентов, модифицированных природных сорбентов (глины и цеолиты) и синтетических неорганических сорбентов (в основном, цеолиты).

Современные ионообменные материалы включают в себя или синтетические неорганические материалы Интерес к неорганическим сорбентам вызван тем, что они обладают селективностью к отдельным радионуклидам, прочной фиксацией радионуклидов и высокой радиационной стойкостью. Природные сорбенты отличаются доступностью и дешевизной, а относительно высокая стоимость искусственных неорганических сорбентов компенсируется их большой емкостью и селективностью.

Возможность использования некоторых природных сорбентов в качестве ионообменников связана с наличием в них подвижных ионов, способных обмениваться на ионы в растворе. Так, в глинах подвижные катионы Са 2+, М§ 2 +, К+ и № + связаны с отрицательными зарядами на алюмосиликатной решетке. Анионный обмен связан с гидроксильными ионами, расположенными в местах разрыва 81 - О — 81 - связей. Для многих природных сорбентов анионный обмен очень мал по сравнению с катионным обменом, но, например, для каолина обе эти величины сравнимы.

Преимущества природных сорбентов перед синтетическими смолами:

- сравнительно низкая стоимость;

- более жесткая фиксация радионуклидов, которая может быть существенно усилена термической обработкой;

- более высокая селективная емкость некоторых природных сорбентов, например, у клиноптилолита сорбционная емкость по цезию в несколько раз выше, чем у синтетических смол;

- избирательная сорбция отдельных радионуклидов в присутствии больших количеств солей;

- большая радиационная стойкость.

Однако, наряду с отмеченными преимуществами, эти материалы по сравнению с синтетическими ионообменниками имеют ряд недостатков:

- относительно низкую ионообменную емкость;

- довольно низкую стойкость при действии кислот и щелочей;

- ограниченную устойчивость в растворах с низким содержанием солей и кремния;

- сравнительно низкую сопротивляемость истиранию.

Наиболее распространенные природные сорбенты - доломит, глауконит, вермикулит, магнитит и др.

Из природных минералов хорошей сорбционной способностью обладают алюмосиликаты - глины, цеолиты. Как правило, алюмосиликаты селективны к наиболее опасным токсичным радионуклидам ш С з и 90 8г. Например, по отношению к цезию емкость клиноптилолита составляет 1,5 -^ 1,7 моль/кг, вермикулита - 1,0 + 1,5 моль/кг. Клиноптилолит и вермикулит показали хорошие сорбционные свойства при использовании их для очистка ЖРО АЭС в динамических условиях после пропускания 1500 колоночных объемов Ук отходов с активностью 1,9-10 и 7,8-10 Бк/л средний К оч составил 5-10" по уактивности и 9-10 по Р-активности. Хорошая селективностью по отношению к радиоактивному стронцию обладает пиролюзит: коэффициент распределения этого радионуклида при сорбции из раствора, содержащего 12 г/л № N составил 5,6-105 мг/л.

Из природных сорбентов, селективных к цезию и стронцию, для очистки отходов за рубежом наибольшее применение находит вермикулит, В Тромбее (Индия), его используют на второй ступени очистки отходов АЭС в насыпных фильтрах без регенерации. В Харуэлле (Великобритания) вермикулит использовали как ионообменный материал в виде намывного слоя при очистке отходов и вертикальных центрифугах. Общий К оч от (3-излучателей в этом случае был около 20. Вермикулит рассматривают как перспективный фильтрующий материал при использовании его в намывных фильтрах, где он служит для ионообменной (в основном для радиоактивного цезия) и механической очистки РАО [52]. В Айдахо (США) применяют для очистки отходов исследовательского реактора природный цеолит - клиноптилолит. Очистку проводили фильтрованием через колонну, заполненную сорбентом. При переработке 800 колоночных объемов отходов, где определяющими радионуклидами были 1 3 7 Сз и 90 8г, обеспечивалась очистка в 200 раз.

Искусственные неорганические сорбенты используют при переработке высокоактивных отходов (ВАО) и небольших количеств среднеактивных отходов (САО), причем очень важно такое их качество, как радиационная стойкость. Основная задача, которую решают при использовании искусственных неорганических сорбентов — выделение из отходов долгоживущих радионуклидов ( Сз и 8г и др.) для их применения в народном хозяйства.

Высокой селективностью по отношению к радиоактивному цезию обладают ферроцианиды тяжелых металлов; коэффициент распределения | 3 7 С$ при сорбции его из раствора, содержащего 12 г/л Ка1ЧОз, составил 1,5-10 -- * 2-109 мл/г. Причем радиоцезий сорбировался настолько прочно, что сорбент практически нельзя регенерировать.

Гидроксиды и ксерогели металлов сорбируют различные радионуклиды и, в частности, являются эффективными сорбентами радиоактивного цезия.

Исследование сорбции Сз ксерогелями различных металлов показало, что она увеличивается в ряду:

А1 < Ре < 2г < 8п 10 6 Дж/кг становится хрупким. Бетон огнестоек, полимеры горючи и частично разрушаются в огне, битум плавится и воспламеняется.

Битумирование, включение в полимерные материалы, цементирование отходов без предварительной кальцинации (прокалки) приводит к включению в отвержденные материалы, наряду с радионуклидами, химических токсичных соединений, входящих в состав отходов (нитраты и др.), с наличием которых необходимо считаться при организации захоронения.

Остеклование РАО. Работы по переводу ядерных отходов в твердую фазу начались в 1951 году и к середине 60-х годов перевод отходов в стекловидное состояние (стеклование) проводился в лабораторных масштабах.

Стекло, будучи нестехиометрическим соединением, при нагревании способно растворять, а при последующем охлаждении прочно удерживать сложную смесь оксидов продуктов деления. Получаемый продукт обладает высокой химической и радиационной стойкостью, является изотропным, непористым. Главный недостаток стекла - его термодинамическая неустойчивость, которая проявляется в кристаллизации стекла (расстекловывание) под действием высокой температуры, обусловленной радиоактивным распадом.

Расстекловывание ухудшает первоначальные свойства продукта, в частности приводит к возрастанию скорости его выщелачивания. Тем не менее в настоящее время остекловывание рассматривается как наиболее целесообразный метод отверждения жидких высокоактивных отходов.

Рис. 14.8. Схема установки одностадийного процесса остекловывания отходов.

1 - электропечь, 2 - барботер-конденсатор, 3 - фильтр грубой очистки, 4 - фильтр тонкой очистки, 5 - колонна с пиролюзитом, 6 - абсорбционная колонна.

Способ остеклования РАО обеспечивает разложение значительного количества входящих в состав отходов химических соединений, тем самым исключая необходимость учитывать их вредное влияние при захоронении, и значительно сократить объем по сравнению с битумированием (в 2-^4 раза), и цементированием (в 10 раз по сравнению с обычным и в 4 раза по сравнению с усовершенствованным процессами цементирования).

В СССР с 1974 г. разрабатывали два направления остекловывания жидких отходов: одно- и двух- стадийные процессы. При одностадийном процессе операции сушки, кальцинации и плавки проводят в одном аппарате (рис.

14.8). На опытных установках проведена варка стекла в металлических тиглях с индукционным нагревом и в электропечах. Ведется изучение процесса остекловывания с варкой фосфатного и боросиликатного стекла.

Одностадийный процесс осуществлен в укрупненном лабораторном и демонстрационном масштабе при производительности установки 100 дм /ч по исходному раствору.

При реализации двухстадииного процесса обезвоживание и кальцинацию проводят при температуре 600 - 650°С в аппарате с кипящим слоем мелкозернистого материала, а плавление стекла - в керамическом тигле при температуре до 1200°С(рис. 14.9).

Рис. 14.9. Схема установки двухстади иного процесса остекловывания отходов (КС-КТ-100).

1 - монжюс, 2 - насос, 3 -выпарной аппарат, 4 - емкость упаренного раствора, 5 - насосдозатор, 6 - трубчатый теплообменник, 7 - калорифер, 8 - сушилка, 9 - фильтр МКФ, 10-бункер, 11 - тарельчатый пневмопитатель, 13-индуктор, 12, 14-тигель, 15-тележкас тиглем, 16-ресивер, 17-бачок, 18 - барботажно-абсорбционная колонна, 19-фильтр грубой очистки, 20 - фильтр тонкой очистки, 21 - дымосос, 22 - дымовая труба, Процесс остекловывания проводят в два этапа: сначала жидкие радиоактивные отходы смешивают с фосфорной кислотой или с боросиликатным флюсом, служащими стеклообразующими добавками, и при повышенной температуре подвергают концентрированию и разложению. Далее сиропообразный концентрат нагревают в тигле для получения расплава стекла, который после затвердевания отправляют на захоронение.

Исходный высокоактивный раствор с монжюса 1 через выпарной аппарат 3 поступает в емкость упаренного раствора 4. Насосом-дозатором 5 раствор подают в камеру сушки 8. Распыление жидкости производится воздухом, нагретым до 500-^600°С в нагревателе 7. Воздушный поток вместе с сухим порошком и паром направляют в бункер 10, в верхней части которого установлен металлокерамический фильтр 9 для очистки потока от твердых частиц. В барботажно-абсорбционной колонне 18 и в фильтрах 19, 20 происходит дополнительная очистка потока от твердых частиц, аэрозолей и газов.

Порошок из бункера 10 тарельчатым пневмопитателем 11 подается в керамический тигель 12, подогреваемый индуктором 13. После завершения процесса сплавления заполненный тигель 14 вывозят тележкой 15 и отправляют на захоронение.

Опытно-промышленные работы по остеклованию среднеактивных отходов, образующихся при регенерации ТВЭЛов, исследовательские и опытные работы по остеклованию отходов АЭС проводятся на установке с керамическим плавителем, разработанной для остеклования высокоактивных отходов.

В качестве фиксирующих агентов показана возможность использования некоторых доступных боросиликатных минералов, кварцевого песка, суглинка, различных глин.

Усложнение технологического процесса остеклования отходов вызвано необходимостью применения высоких температур по сравнению с битумированием и цементированием, но это компенсируется очевидными преимуществами свойств остеклованных отходов, приводящих к упрощению транспортировки захоронения (низкая скорость выщелачивания, значительное сокращение объема, пожаробезопасность).

Скорость выщелачивания наименее прочно закрепленного радионуклида ш С з составляет 10~б г/м2-сут. Стекла на основе фосфорной кислоты (фосфатные стекла) устойчивы к воздействию температуры и высокой влажности, благодаря этому в процессе их хранения не образуется газообразных продуктов радиолиза и в хранилищах не повышается давление.

В некоторых случаях для отверждения высокоактивных отходов используют способ стеклования, несмотря на то, что он связан с применением сложного оборудования и высокотемпературным нагревом для получения расплава стекла.

Для повышения стойкости блоков на них наносят коррозионно-стойкие материалы, например слой свинца толщиной в несколько миллиметров. Недостатком способа стеклования отходов является частичное разрушение блоков под действием излучения и перегрева, приводящих к снижению надежности хранения радионуклидов. Для совершенствования процесса стеклования твердые гранулированные высокоактивные продукты включают в металлическую матрицу. В результате этого улучшается теплоотвод от металлостекляного материала и повышается теплопроводность блоков (примерно в 10 раз).

В Англии отрабатывали периодический способ остекловывания отходов, осуществляемый в тигле, который затем служит контейнером для хранения стекла. В этом процессе в разных зонах одного и того же тигля одновременно осуществляют упаривание жидких ВАО, прокаливание образующегося концентрата в плавку стекла. Температура в зоне плавки достигает 1050°С.

После заполнения контейнера стеклом его отключают от системы газоочистНап/езг, имеющей тигель большего диаметр 4 4 ? м 5 С М ' И Н а Установке ного процесса плавления боросиликГтного гх ™тания одностадийЛр И Л И На н е а ления стекла на активном матепияпе ^ отработки режимов плавгг. после а Н а д ^ ^ 1 ^ " О С Т р о е ТнВ а ВжСдеелн^Филде. Однако в брала для остекловывания отходов С е л л Л максимальная температура в кальцинаторе 800°С, в печи для варки стекла П00°С.

Во Франции в Маркуле с 1969 до 1974 г. работала полунепрерывная установка Ргуег, на которой было получено 12 т боросиликатного стекла с максимальной активностью 1,1-10 Бк/дм. На этой установке жидкие отходы от переработки топлива газографитовых реакторов вместе со стеклообразующими добавками поступали в тигель из инконеля-601, где происходило их высушивание и кальцинация. Диаметр тигля составлял 250 - 300 мм, высота 2300 мм. После заполнения тигля на 80% объема температуру повышали до 1150°С, материал плавился. Образующийся расплав стекла периодически сливали через дренажное отверстие. Было проведено более 120 активных плавок [47, 54].

В 1978 г. в Маркуле введена в эксплуатацию первая в мире промышленная непрерывно действующая установка А УМ (Ь'А1еИег с1е Уйппсапоп с!е МагсоЫе) (рис. 14.11) [56].

Рис. 14.11. Основные стадии процесса остекловывания на установке А\/М в Маркуле 1 - завод химической переработки облученного топлива, концентрированно или временное хранение растворов, содержащих продукты деления, 2 - сборник растворов, содержащих продукты деления, 3 - регулировка расхода, 4 - добавки для кальцинации, 5 - улавливание пыли, 6 - стеклофритта, 7 - фильтр, 8 - конденсатор, 9 - газоочистка, 10 - кальцинатор, 11 - бак возврата на повторный цикл, 12 - печь варки стекла, 13-жидкие отходы, 14-тиглис остеклованными отходами, 15 - дезактивация наружной поверхности, 16 - хранилище остеклованных отходов.

Установка состоит из печи для сушки и прокаливания отходов, представляющей собой вращающуюся трубу диаметром 270 и длиной 3600 мм, установленную под небольшим уклоном и обогреваемую 4-х зонной электропечью, керамического тигля для плавки стекла с индукционным нагревом и системы газоочистки.

Кроме того, установка располагает двумя баками вместимостью по м для приема жидких отходов, емкостью для корректировки состава отходов и механизмом для регулирования расхода. Отходы из дозатора со скоростью около 30 д м 7 ч непрерывно поступают в кальцинатор, на входе в который устанавливают температуру 600°С, а на выходе 900°С. Для получения плотного гранулообразного материала существенное значение имеют внутренняя конструкция трубчатой печи и состав добавок к отходам, предотвращающих их налипание на стенки.

Кальцинат смешивают со стеклофриттой и непрерывно подают в плавильную печь (диаметр 550 мм, высота 1000 мм), обогреваемую пятью индукционными нагревателями, повышающими температуру плава стекла до 1150°С. Расплавленное стекло накапливается в печи в течение 8 ч. Затем стеклянную пробку в донной части печи расплавляют с помощью двух дополнительных индукционных нагревательных устройств и стекло выливают в стальные контейнеры диаметром 50 см и высотой 1 м. Для заполнения одного контейнера требуется три выгрузки стекла, в результате чего образуется стеклоблок объемом 150 дм и массой 350 кг.

После заполнения контейнеров их герметично закрывают крышками, поверхность контейнеров обмывают водой под давлением и, после контроля чистоты поверхности, направляют в хранилище. Здесь контейнеры размещают в вертикальных колодцах высотой 10 м и диаметром 60 см. Охлаждение контейнеров осуществляют с помощью принудительной воздушной вентиляции. Температура воздуха на входе в колодец 25°С, в нижней части колодца 40°С, на выходе 100°С. Температура на верхней поверхности бетонной плиты - крыши хранилища - не должна превышать 45°С. Удельная тепловая мощность остеклованных на АУМ отходов составляет 50 Вт/дм 3 [47, 48, 56].

Следующим этапом французской программы было строительство на мысе Аг установки АУН (Ь'А1еМег с!е УшчгЧсагюп ее На§ие), предназначенной для остекловывания ВАО от переработки оксидного топлива легководных реакторов. Предусмотрено последовательное строительство шести линий остекловывания (по три в установках Я-7 и Т-7) с производительностью одной линии 220 т остеклованных отходов в год.

В целом схемы процессов остекловывания на установках АУМ и АУН близки. Основное различие заключается в использовании на установке АУН керамического (а не металлического, как на установке АУМ) тигля для плавки стекла и в способе нагрева стекломассы.

В ФРГ изучали периодические и непрерывные процессы включения отходов в матрицы из боросиликатного стекла, и на этой основе разработан ряд способов и установок. В Юлихе с 1969 г. исследуют периодический процесс получения в лабораторном масштабе боросиликатного стеклопродукта. Способ и установка известны под названием Р1Р8 (Пззюп Ргоскс* ЗоНаЧйсаПоп) и предназначены для отверждения ВАО, получаемых при переработке топлива высокотемпературного реактора. Эти отходы отличаются высоким содержанием алюминия, фторид-, сульфат- и фосфат-ионов; кроме того, они могут содержать торий. На установке Р1Р8, работающей с производительностью кг стекла/ч, с 1974 г. получают стеклоблоки с удельной активностью (1,85Бк/кг и удельным тепловыделением 40 Вт/дм. Установка включает выпарной аппарат для концентрирования отходов, денитратор, емкость для смешения отходов со стеклообразующими добавками, вальцовую сушилку, с помощью которой при 120 °С суспензию превращают в сухой порошок, печь для плавки стекла и систему газоочистки [48].

Среди исследуемых альтернативных процессов находится процесс микроволнового остекловывания, показанный на рис. 14.12. Были разработаны стекловидные композиции, позволяющие включать в себя радиоактивные отходы.

В Карлсруэ с 1970 г. разрабатывается способ производства стеклопродуктов на основе боросиликатного стекла, получивший название УЕКА (МеЬг2\уеск-Уег6г51:1§ип§ УОП поспгасИоаспуеп АЬГа11озип§еп). Установка предназначена для отверждения отходов завода АУАК, и строительство ее предполагалось в два этапа. Первый этап - ввод в действие опытнопромышленной установки с полунепрерывным режимом работы.

Рис. 14.12. Экспериментальный микроволновый процесс остекловывания (Англия).

1 - подача пробок из стекловолокна, 2 - обработка побочных газов, 3 - плунжер, 4 - микроволновое излучение, 5 - подача жидких отходов, 6 - отходы, проникающие в пробки из стекловолокна за счет микроволнового нагрева, 7 - металлический тигель, 8 - микроволновое излучение, 9 - стекло и отходы, сплавляющиеся вместе за счет микроволнового нагрева, 10 - изоляция, 11 - контейнер для долговременного Второй этап - осуществление проекта УЕКА-П, согласно которому намечен переход к промышленной непрерывно действующей установке. Непрерывный процесс УЕКА включает стадию денитрации раствора муравьиной кислотой, прокаливание отходов в кальцинаторе распылительного типа, плавление кальцината со стеклообразующими добавками в печи, слив расплава стекла в подогретый тигель и систему газоочистки. Температура плавления стекла в печи достигает 1200 °С. Для остекловывания ВАО завода ^АК-350 в Ваккерсдорфе в 1992 г. построена установка для одностадийного процесса варки стекла в керамическом плавителе.

Способ варки стекла в кермическом плавителе разрабатывается в ФРГ, США и Японии с середины 70-х гг. Первая керамическая печь с производительностью 20 - 40 кг/ч по стеклу была построена в Карлсруэ, а вторая печь усовершенствованной конструкции с двумя сливными каналами для стекла была построена там же в 1979 г. с производительностью до 100 кг/ч. При варке в керамическом плавителе жидкие отходы впрыскивают вместе со стеклообразующими добавками в печь, где происходит упаривание раствора, плавление стекла и его слив. Наиболее трудными для технологического воплощения являются способы нагрева ванны для варки стекла и слива стеклорасплава. Нагрев осуществляют введением в ванну керамической печи электродов для первоначального разогрева стекломассы и поддержанием температуры расплава около 1200 °С. Существенное значение имеет материал электродов, их поверхность, размещение в печи и плотность тока. В качестве материалов для электродов испытывался молибден, оксид олова, сплав молибдена с диоксидом циркония, инконель-690. Процесс слива расплава стекла в контейнер из печи требует пристального внимания из-за периодичности осуществления, необходимости строгого контроля скорости слива, наличия специальной системы дополнительного нагрева или охлаждения сливного канала [27, 28, 39].

На фирме «Гельзенберг» был разработан способ производства фосфатного стекла, названного РНОТНО, и совместно с фирмой « ЕигосЬегшс «изучен способ включения гранул фосфатного стекла в металлическую матрицу, получивший название РАМЕЬА. Способы РНОТНО и РАМЕЬА различаются лишь заключительным этапом. Первые стадии одинаковы и включают концентрирование жидких отходов в присутствии фосфорной кислоты и формальдегида и остекловывание образовавшейся суспензии при 1000 °С. На последнем этапе способа РАМЕЬА вместо стеклоблоков из фосфатного стекла получают бусинки (диаметром 5 мм), которые образуются при стекании капель стекла из канала печи на вращающийся диск из нержавеющей стали. Далее бусинки стекла заключают в металлическую (свинец, его сплавы) матрицу и получают стойкий материал, названный витромет.

Новый материал имеет ряд положительных качеств: хорошую теплопроводность, отсутствие сильного разогрева, возможность размещения в контейнере с большим диаметром, высокую химическую и механическую прочность.

Процесс РАМЕЬА был реализован в полупромышленном масштабе в г.

Моле (Бельгия), где совместно с ФРГ была построена установка для отверждения ВАО завода фирмы «Еигоспегшс», закрытого с 1974г. Однако на этой установке получают не фосфатное, а боросиликатное стекло. Пробные испытания на установке начались в конце 1985 г. Одновременно в Карлсруэ построена модель установки РАМЕЬА в натуральную величину для отработки режимов эксплуатации оборудования, дистанционного обслуживания и управления процессом. Результаты работы этих двух установок позволят сравнить процесс РАМЕЬА с французским процессом АУМ и выбрать один из них для завода "МАК в Ваккерсдорфе.

В Японии в результате изучения нескольких вариантов отверждения ВАО (остекловывание в керамическом плавителе или в печи с индукционным нагревом, прокаливание в аппаратах с кипящим слоем или во вращающихся барабанах, использование цеолитов в качестве стеклообразующих добавок, включение ВАО в минералоподобную матрицу синрок или включение стекла в металлическую матрицу) для отверждения отходов завода в Токаимура отдано предпочтение способу остекловывания в керамическом плавителе. Эксплуатация установки УРР (УКпГюайоп РПо1 Р1ап1) начата в 1992г.

В Японии разработан также низкотемпературный процесс включения ВАО в боросиликатное стекло. В этом процессе раствор силиката натрия добавляется к азотнокислым, нейтрализованным или денитрированным жидким ВАО, при этом протекает гелеобразование. Затем вводится В 2 О 3 и смесь подвергается сушке, прокаливанию и отжигу. Изучение структуры образовавшихся продуктов показало, что стекло образуется уже при нагревании до 600°С. Этот способ, названный низкотемпературным синтезом стекла и осуществленный в лабораторном масштабе, позволяет снизить летучесть радиоактивных веществ и уменьшить коррозию конструкционных материалов аппаратов.

В США изучение процесса остекловывания проводят путем плавки в металлической плавильной установке непрерывного действия, в керамической плавильной печи или в тигле, который предполагается затем использовать в качестве контейнера для хранения отходов. Эти плавильные аппараты могут работать совместно с кальцинаторами распылительного типа и с кипящим слоем. На основании полученных экспериментальных результатов признано перспективным использование керамических плавильных печей, близких к плавильным установкам, применяемым в стекольной промышленности (рис. 14.13).

Для этих установок выявляют оптимальные условия непрерывной подачи отходов непосредственно в жидком виде или в виде кальцината, перспективные конструкционные материалы и материалы для изготовления электродов, отрабатывают режимы включения и выключения печи, контроля за скоростью плавки и изучают способы дистанционного управления работой установки. По результатам исследований принято решение на всех строящихся в США установках использовать одностадийный процесс плавления стекла в керамическом плавителе. Плавитель установки 0\№РР (Бекеше №аз1е Ргосеззт§ РааШу) имеет производительность 1500 кг стеклопродукта в сутки при времени удержания отходов в плавителе в среднем 2-ое суток. Рабочая температура в плавителе около 1150°С, электроды изготовлены из инконеля.

На этой установке так же, как и на заводе "\УУОР (^аз1е У11пгюап'оп Оетопз1га11оп Р1ап1), а также на установке в Вест-Вэлли, отходы будут подаваться в плавитель в виде шлама или упаренного концентрата. Все отходы (2200 м ), хранящиеся на площадке остановленного завода в Вест-Вэлли, предполагается перевести в стекло до 1990г. [47, 48, 56].

Из процессов, прошедших стадию демонстрационных испытаний на активных растворах, следует упомянуть канадский способ получения стеклопродуктов из отходов от переработки топлива тяжеловодного реактора и природного нефелинового сиенита. Стеклопродукты, полученные в 1960г. смешением жидких отходов с минералом и известью с последующей сушкой образовавшегося геля при 900°С и плавлением стекла при 1350°С, оказались стойкими в химическом, механическом и радиационном отношении и практически не изменили за 20 лет хранения своих первоначальных свойств.

1 - расплав стекла, 2 - порция порошкообразного материала, 3 - крышка контейнера плавителя, 4 - вывод газа, 5 - ввод кальцината и стеклофритты, б — цилиндр, регулирующий положение пробки, 7, 8 - ввод и вывод охлаждающей жидкости, 9 - пробка сливного отверстия, - сливная труба, 11 - охлаждающая пластина, 12 — стенка контейнера из тугоплавкого оксида хрома, 13 -электроды.

В США и Японии продолжаются поиски составов стекла для упрощения процессов варки стеклопродуктов и повышения их стойкости. Так, в ОкРиджской национальной лаборатории предложено включать ВАО в свинцовожелезо-фосфатное стекло. Это стекло в 1000 раз более стойко к выщелачиванию, чем боросиликатное, и имеет температуру плавления на 150 - 200°С ниже, чем боросиликатное.

В Тарапуре (Индия) построен завод по остеклованию РАО. На установке Ш1Р С\Уаз1е ГттоЬШгаи'оп Р1ап1) выполняются операции обезвоживания, прокаливания и плавления в одном аппарате-тигле с периодическим сливом стекла в контейнер. Завод был сдан в эксплуатацию в 1983г., его производительность 120 кг/сут, или 4 кг/ч. Такие же небольшие установки планируется построить и в Калпаккаме и в ядерном центре Баба.

В Италии разработан и испытан в лабораторном масштабе периодический процесс остекловывания отходов в тигле, названный Е8ТЕК-процессом.

Производительность демонстрационной установки этого процесса 100 дм стеклопродукта в неделю.

В Канаде для изучения процессов остекловывания построена установка \У1РЕ (\\^а5{е 1ттоЫ112а1юп Ргосезз Ехрептепг) производительностью 10 кг/ч по стеклопродукту.

В таблице 14.1 приведены основные характеристики установок для остекловывания радиоактивных отходов.

В последние годы активно ведутся исследования технологии остекловывания, в частности отрабатываются режимы варки стекла, испытываются аппаратура и различные конструкционные материалы, решаются вопросы газоочистки и автоматического управления процессом остекловывания. Было испытано несколько установок по остекловыванию.

Проведенное советскими, французскими и американскими специалистами изучение поведения боросиликатных стекол при их хранении на протяжении разных промежутков времени показало, что эти стекла хорошо сохраняют свои первоначальные свойства, если температура по центральной оси блока не превышает 500 - 600°С, т.е. не превышает температуры начала процесса кристаллизации. После многочисленных исследований состава стекол, проведенных в Великобритании, СССР, США, Франции, ФРГ и других странах, наиболее пригодными были признаны боросиликатные, фосфатные и борофосфатные стекла.

Увеличить надежность хранения остеклованных ВАО можно несколькими способами. Например, для хранения стекла применяют кольцевые контейнеры или контейнеры с металлическими перегородками. Это повышает эффективную теплопроводность блока и снижает температуру в центральной части контейнера. Можно проводить контролируемую кристаллизацию стекла специальной термообработкой для превращения его в стеклокерамику. Эффективным также является включение небольших частиц стекла в металлические матрицы, например на основе свинца.

Реальные составы стекол существенно зависят от исходного состава отходов и особенностей применяемой технологии отстекловывания: способа денитрации отходов, применяемого устройства для их кальцинирования, способа нагрева, режима процессов отверждения и т.п.

Для внедрения метода остеклования на АЭС необходимо выполнить дополнительные работы по усовершенствованию оборудования, выбору оптимальных условий включения в стеклоподобные материалы компонентов, которые могут находиться в отходах АЭС (хлориды, фториды, сульфаты), а также решить вопрос о повторном использовании и переработке азотнокислого конденсата, образующегося в процессе остеклования.

Разработка процесса остеклования среднеактивных отходов ведется за рубежом как применительно к отходам от регенерации ТВЭЛов, так и отходов АЭС [47, 54, 56].

Таблица 14.1. Характеристика установок для остекловывания РАО Страна, местонахожд лафилд Италия, Тридм 3 /нед.

Вест-Вэлли Ривер Франция, ФРГ, Юлих Ваккерсдорф Отвержденные радиоактивные отходы захораниваются в специальных хранилищах. Устройство таких хранилищ, аналогично хранилищам твердых радиоактивных отходов.

Керамика. Наряду с остекловыванием, разрабатывают и другие методы отверждения ВАО с целью получения термодинамически более стойких, чем стекло, продуктов, способных сохранять в течение длительного времени механическую прочность и химическую стойкость. К таким отходам относятся стеклокерамика, условия производства которой и свойства изучают в ФРГ, США и Японии, а также различные виды минералоподобной керамики - суперкальцинаты, синрок и др., свойства и способы получения которых исследуют в США и Австралии, Великобритании и Японии.

Термитным способом (США, ФРГ) и методом прессования при высокой температуре и давлении неорганических ионообменных материалов с адсорбированными из раствора ВАО радионуклидами получают высокопрочные керамические продукты (США, Швеция) Для повышения безопасности хранения гранул кальцината или шариков стекла предполагают включать их в различные матрицы или покрывать оболочками из пиролитического углерода, металла, карбида кремния (США, Австрия).

Многие из предлагаемых материалов, такие, как керметы, минералоподобная керамика, витромет и т.п., являются перспективными формами отверждения ВАО, однако технология их получения и аппаратурное оформление процессов развиты значительно слабее, чем для остекловывания. Производство витромета освоено, как уже упоминалось, в полупромышленном масштабе на модельных и реальных отходах. В 1985 г. в Австралии впервые построена установка для испытания операций изготовления синрока (синтетической горной породы) производительностью 10 кг/ч. Установка работает на неактивных модельных растворах. Технология изготовления синрока включает следующие основные операции: смешение ВАО сводной суспензией, содержащей порошкообразные ТЮг, 2гО 2, А12Оз, СаО и ВаО, обезвоживание, сушка, денитрация и прокаливание смеси во вращающемся кальцинаторе при температуре около 750°С, добавление к минерализованному продукту порошка металлического титана до 2% по массе и горячее и/или холодное прессование продукта в специальных пресс-формах с последующим отжигом при ~ 1200°С. По контракту с КАЭ Австралии японские специалисты принимают участие в отработке режимов эксплуатации оборудования и технологических процессов изготовления синрока, а в изучении характеристик продукта, в частности радиационной стойкости и химической стабильности, будут участвовать английские специалисты из Харуэлла. В Австралии строится также лабораторная установка для включения в синрок реальных отходов [57].

Основной целью обращения с РАО, включая окончательное захоронение при поверхностные или глубокие геологические подземные хранилища, является долговременная защита человека и окружающей среды от радионуклидов содержащихся в отходах.

Хранение РАО играет важную роль обращении с отходами. Хранение подразумевает размещение отходов в пригодном месте и с возможностью их последующего извлечения. Захоронение, напротив, предназначено для размещения отходов в постоянном хранилище без намерения извлечения их будущем.

Хранилище непереработанных и/или иммобилизированных (связанных) и упакованных отходов может быть создано с разными целями на различные периоды времени многими способами. На тип хранилища главным образом влияют характеристики отходов, которые должны в нем храниться. Таким образом, существует тесная связь между переработкой и упаковкой отходов, например, между свойствами формы и упаковки РАО с одной стороны и методами хранения, транспортировки и окончательного захоронения, с другой.

Временное хранение и транспортировку жидких радиоактивных отходов предприятий, не имеющих хранилищ, производят в контейнерах - сборниках емкостью 10, 30 и 60 л. В зависимости от группы активности жидких радиоактивных отходов применяют различные способы очистки и захоронения.

Хранение жидких радиоактивных отходов на АЭС осуществляется в виде кубовых остатков и пульп фильтрующих материалов (перлита, ионообменных смол, активированного угля и др.). Гомогенные (кубовые остатки) и гетерогенные (пульпы) концентраты хранят раздельно, поскольку последующее обращение (удаление из емкости, отверждение) с ними неодинаково.

Хранение преследует как минимум две цели: изолировать отходы от окружающей среды до создания и пуска установок по более надежной локализации - отверждению; выдержать отходы для распада короткоживущих радионуклидов.

Наиболее надежным является хранение жидких радиоактивных отходов в специальном хранилище. Хранилище жидких отходов состоит из нескольких наземных емкостей объемом от 200 н- 500 до 5 • 7 тыс. м выполненных из нержавеющей стали.

В таблице 15.1 приведены контрольные уровни загрязнения грунтовых вод в районе расположения хранилищ отходов и отработанного ядерного топлива на Чернобыльской АЭС. При разработке трехступенчатой системы контрольных уровней использованы выводы и рекомендации, изложенные в отчете НИР «Анализ миграции радионуклидов в подземных водах промплощадки ЧАЭС и оценка ее возможного влияния на радиоактивное загрязнение питьевой воды».

Емкости установлены на поддоны, закрыты снаружи бетонным кожухом и обвалованы землей. Емкости обычно заглублены в землю, однако степень заглубления зависит от уровня грунтовых вод. Для исключения проникновения грунтовых вод в ХЖО уровень их должен быть на 4 м ниже дна емкостей. Для исключения контакта с атмосферными осадками емкости сверху закрывают гидроизолирующими покрытиями.

Контроль за возможным выходом радионуклидов из емкостей обеспечивают установкой на расстоянии 5 -^ 10 м от ХЖО наблюдательных скважин.

Таблица 15.1. Контрольные уровни объемной активности и радионуклидного состава воды из контрольных скважин хранилищ отходов на Чернобыльской АЭС Каждый поддон оборудован дренажной трубой, выведенной в общий приямок, из которого вода откачивается в спецканализацию. Емкость сообщается с атмосферой через фильтр для улавливания радиоактивных аэрозолей и с системой вытяжной вентиляции для удаления образовавшегося в результате радиолиза водорода, содержание которого контролируется газоанализатором.

Для контроля количества жидкости в емкостях имеются сигнализаторы уровня. После заполнения рабочей емкости жидкими отходами их направляют по трубопроводу подачи к следующему хранилищу. В ряде случаев на АЭС предусматривают вторичную переработку жидких радиоактивных отходов, выдержанных в хранилищах, для увеличения их эффективной емкости.

Кроме емкостей для хранения жидких кубовых остатков в хранилищах предусматриваются устройства для хранения радиоактивно загрязненных фильтрующих материалов, перекачиваемых из фильтров гидротранспортом, т. е. в виде пульпы.

Для отвода воды гидротранспорта в устройствах имеется специальная дренажная система. При обнаружении протечек в емкостях хранения кубовых остатков или фильтрующих материалов эти емкости необходимо опорожнить, перекачав их содержимое в резервную емкость, объем которой должен превышать объем самой большой рабочей емкости. Количество выделяемого в емкостях тепла при распаде продуктов деления невелико и не требует обычно организации специального теплоотвода. Необходимость в нем возникает, как правило, при активности концентратов более 4 • 10 п Бк/л. Во избежание накопления в емкостях взрывоопасных газовых смесей с продуктами радиолиза их вентилируют и периодически продувают азотом или воздухом.

Рис. 15.1. Схема гидротранспорта жидких радиоактивных отходов.

1 - монжюс, 2 - вакуум - пиния, 3 - пиния сжатого воздуха, 4 - линия кубового остатка, 5 - пульпопровод, 6 - продувка воздухом, 7 - сброс в спецвентиляцию, 8 - дренажная система, 9 - емкость для пульпы, 10 - резервная емкость, 11 - емкость для кубового остатка, 12-сброс воды гидротранспорта.

Для перекачки или слива кубовых остатков в емкости хранилища, а также гидротранспорта ионообменных и фильтрующих материалов, исчерпавших свои сорбционные свойства, установки СВО связываются с хранилищем трубопроводами, прокладываемыми по эстакаде (рис. 15.1).

Если непосредственный слив концентрата от выпарных установок (кубовый остаток доупаривателя) 4 невозможен самотеком, для его транспортировки используют промежуточный монжюс 1 (бак-вытеснитель), из которого кубовый остаток выдавливается и транспортируется сжатым воздухом из линии 3. При подключении монжюса к вакуумной линии 2 осуществляется его принудительное заполнение отсасыванием жидкости из емкости хранилища.

Подача сжатого воздуха в доупариватель для ускорения слива кубового остатка не допускается во избежание нарушения целостности аппарата, гидродинамических условий его эксплуатации и возможного разбрызгивания высокоактивного концентрата. Насосы для перекачки жидкости используют редко из-за того, что через сальниковые уплотнения вала в корпусе могут быть протечки, для сбора и транспортировки которых необходимо специальное устройство.

Трассы, по которым кубовый остаток движется самотеком, должны иметь уклон в сторону хранилищ или монжюсов. Для очистки и опорожнения хранилищ или монжюсов к ним подводят промывочную воду или сжатый воздух. На перекачивающих трассах арматуру оснащают герметично уплотненными штоками. Для приемки кубовых остатков и пульп в хранилище имеются раздельные емкости 11 и 9, которые заполняют по пульпопроводу 5.

Из этих емкостей вода гидротранспорта перекачивается по линии 12 в баки трапных вод (дренажные баки). Для этого в нижней части емкости 9 имеется дренажная система 8 с двухслойной засыпкой гравия 250 мм и песка 250 мм, препятствующая захвату отработанных фильтрующих материалов при откачке из емкости воды. Откачка состоит из следующих операций: создания вакуума в монжюсе 1 подключением его к вакуумной линии 2; отсасывания воды гидротранспорта из емкости 9 и заполнения монжюса; выдавливания воды из монжюса сжатым воздухом 3 по линии 12 в дренажные баки.

Для откачки могут быть использованы насосы. Аналогичную схему перекачки применяют при обнаружении неплотностей в рабочих емкостях 9. В этом случае раствор из монжюса направляют в резервную емкость 10., При эксплуатации хранилища необходимо контролировать сигнализаторы уровня, протечек и содержания водорода, а также периодически - активность кубового остатка и выдержанной пульпы отбором и анализом проб из емкостей.

По мере заполнения емкостей отходами снижается активность. Слабоактивные отходы удаляют по линии 12 на переработку в трапную СВО, а освободившиеся емкости используют повторно. Из-за остаточного радиоактивного распада выдерживаемых нуклидов в емкостях хранилища происходит выделение теплоты и газов. Для отвода теплоты и сдувки газов ежесуточно в течение 6 ч воздушную полость емкостей продувают воздухом, подаваемым по линии 6 и сбрасываемым в систему спецвентиляции по линии 7.

Объем хранилищ ранее принимали, исходя из времени их эксплуатации, 20 ч- 30 лет. Однако в настоящее время продолжительность хранения жидких отходов определяется сроком ввода в эксплуатацию систем отверждения.

Состав и свойства жидких отходов высокой активности обуславливают необходимость их хранения в строго контролируемых условиях. На свойства отходов существенно влияет энергия, выделяемая в результате распада радионуклидов. Тепловыделение высокоактивных отходов приводит к тому что температура в резервуаре может достигать точки кипения. Считается необходимым поддерживать температуру при хранении высокоактивных жидких отходов в резервуарах не выше 50ч-60°С в течение всего периода хранения. С этой целью резервуары снабжают специально системой охлаждения, для чего используют чаще всего змеевиковые холодильники.

Важным фактором, определяющим условия хранения жидких отходов высокого уровня активности, является радиолиз составных частей отходов.

Сложный химический состав отходов обусловливает целый комплекс радиационно-химических превращений в процессе их хранения. С точки зрения определения условий хранения наиболее важны процессы, ведущие к выделению газообразного водорода и появлению твердой фазы. С учетом способности водорода образовывать взрывоопасные смеси с кислородом воздуха и окислами азота, при хранении отходов высокого уровня активности, в газовом пространстве резервуара предусматривают продувку воздухом или инертным газом.

Срок изоляции радиоактивных отходов от окружающей среды определяется наличием не только долгоживущих радионуклидов, но и вредных для окружающей среды стабильных химических соединений. С этой точки зрения надежная изоляция должна быть вечной. Необходимость периодической замены резервуаров и строгого контроля в процессе их эксплуатации не позволяет признать этот способ хранения приемлемым для постоянного хранения отходов высокого уровня активности.

Емкости представляют собой баки из нержавеющей стали, установленные в бетонные отсеки, облицованные также нержавеющей сталью для повышения надежности хранения. Например, хранилищем жидких концентратов ВАО на заводе на мысе Аг (Ьа На§ие) является железобетонная камера, полностью расположенная под землей, в которой размещены баки из нержавеющей стали полезным объемом 120 м3 каждый.

Для отвода тепла используют принудительную циркуляцию через находящиеся в баке теплообменники охлаждающей воды, с помощью которой температуру ВАО поддерживают на уровне 60°С. Охлаждение обеспечивается двумя независимыми замкнутыми контурами, присоединенными к внешнему теплообменнику. При выходе из строя одной охлаждающей петли температура может достигнуть 85°С. Для предотвращения аварии при вскипании раствора каждый бак соединен с конденсатором, охлаждаемым воздухом за счет естественной тяги. Пары конденсируются, конденсат возвращается в бакхранилище. Осадок, присутствующий в концентрированных растворах, поддерживают во взвешенном состоянии непрерывным перемешиванием воздухом. Продувка воздухом обеспечивает разбавление водорода, образующегося в результате радиолиза. Допустимая концентрация водорода составляет 0,2%.

Практика хранения высокоактивных отходов в щелочной форме в баках из углеродистой стали (США) показала ряд недостатков, ограничивающих возможность последующей переработки ВАО. В частности, при нейтрализации увеличивается объем отходов, образуются осадки и шламы, затрудняющие опорожнение баков. Кроме того, наблюдались случаи растрескивания баков из углеродистой стали и утечки отходов.

К твердым радиоактивным отходам относятся:

- вышедшее из строя оборудование;

- изношенные детали и части оборудования, изделия, материалы;

- отработавшие источники ионизирующих излучений;

биологические объекты;

загрязненные приборы, инструменты и материалы, вспомогательные материалы и оснастка, образующиеся в результате текущей эксплуатации и ремонта оборудования;

строительные материалы и мусор, образующиеся в результате ремонтных и реконструктивных работ;

- изношенная спецодежда и дополнительные средства индивидуальной защиты (СИЗ);

- ветошь и обтирочные материалы;

- поливинилхлоридный пластикат, не поддающийся дезактивации;

- электро- и теплоизоляционные материалы;

- высушенный осадок очистных сооружений, канализационных стоков;

- отработанные материалы, упаковочная тара, обычный мусор, образующиеся в процессе повседневной деятельности персонала предприятия и др., если они удовлетворяют одному из следующих параметров (таблица 16.1):

Таблица 16.1. Классификация твердых РАО для гамма-, бета-, альфа- излучателей Параметр измерения низкоактивные среднеактивные высокоактивные (альфа-излуч.) Бк/кг I 7,4-10^ 3,7-Ю 3,7-10"+ 3,7-10" - первый параметр: мощность дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от их поверхности превышает 1 мкЗв/ч (100 мкР/ч);

- второй параметр: удельная активность для Р-излучателей превышает 7, • 104 Бк/кг (74 кБк/кг), для сс-излучателей превышает 7,4 • 103 Бк/кг (7,4 кБк/кг);



Pages:     | 1 |   ...   | 3 | 4 || 6 |


Похожие работы:

«ДОНЕЦКИЙ НАЦИОНАЛЬНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ АЗОВСКИЙ МОРСКОЙ ИНСТИТУТ МАКОГОН Ю.В., ЛЫСЫЙ А.Ф., ГАРКУША Г.Г., ГРУЗАН А.В. УКРАИНА ­ ДЕРЖАВА МОРСКАЯ Донецк Донецкий национальный университет 2010 УДК 339.165.4(477) Публикуется по решению Ученого Совета Донецкого национального университета Протокол № 8_ от_29.10.2010 Авторы: Макогон Ю.В., д.э.н., проф., зав.кафедрой Международная экономика ДонНУ, директор Донецкого филиала НИСИ. Лысый А. Ф., канд. экон. наук., проф., директор Азовского морского института...»

«Е.А. Урецкий Ресурсосберегающие технологии в водном хозяйстве промышленных предприятий 1 г. Брест ББК 38.761.2 В 62 УДК.628.3(075.5). Р е ц е н з е н т ы:. Директор ЦИИКИВР д.т.н. М.Ю. Калинин., Директор РУП Брестский центр научно-технической информации и инноваций Государственного комитета по науке и технологиям РБ Мартынюк В.Н Под редакцией Зам. директора по научной работе Полесского аграрно-экологического института НАН Беларуси д.г.н. Волчека А.А Ресурсосберегающие технологии в водном...»

«В.Т. Смирнов И.В. Сошников В.И. Романчин И.В. Скоблякова ЧЕЛОВЕЧЕСКИЙ КАПИТАЛ: содержание и виды, оценка и стимулирование Москва Машиностроение–1 2005 МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ ОРЛОВСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ В.Т. Смирнов, И.В. Сошников, В.И. Романчин И.В. Скоблякова ЧЕЛОВЕЧЕСКИЙ КАПИТАЛ: содержание и виды, оценка и стимулирование Под редакцией доктора экономических наук, профессора В.Т. Смирнова Москва...»

«РОССИЙСКАЯ АКАДЕМИЯ ОБРАЗОВАНИЯ ИНСТИТУТ ПЕДАГОГИКИ И ПСИХОЛОГИИ ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ Лаборатория психологии профессионального образования ЦЕННОСТИ И СОЦИАЛЬНЫЕ УСТАНОВКИ СОВРЕМЕННЫХ СТУДЕНТОВ: СТРУКТУРА И ДИНАМИКА КОЛЛЕКТИВНАЯ МОНОГРАФИЯ Казань Издательство Данис ИПП ПО РАО 2010 УДК 15 : 377 Рекомендовано в печать ББК 88.4 : 74.5 Ученым советом ИПП ПО РАО Ц 37 Ц 37 Ценности и социальные установки современных студентов: структура и динамика: коллективная монография / отв. ред. Б.С....»

«Исаев М.А. Основы конституционного права Дании / М. А. Исаев ; МГИМО(У) МИД России. – М. : Муравей, 2002. – 337 с. – ISBN 5-89737-143-1. ББК 67.400 (4Дан) И 85 Научный редактор доцент А. Н. ЧЕКАНСКИЙ ИсаевМ. А. И 85 Основы конституционного права Дании. — М.: Муравей, 2002. —844с. Данная монография посвящена анализу конституционно-правовых реалий Дании, составляющих основу ее государственного строя. В научный оборот вводится много новых данных, освещены крупные изменения, происшедшие в датском...»

«Институт биологии моря ДВО РАН В.В. Исаева, Ю.А. Каретин, А.В. Чернышев, Д.Ю. Шкуратов ФРАКТАЛЫ И ХАОС В БИОЛОГИЧЕСКОМ МОРФОГЕНЕЗЕ Владивосток 2004 2 ББК Монография состоит из двух частей, первая представляет собой адаптированное для биологов и иллюстрированное изложение основных идей нелинейной науки (нередко называемой синергетикой), включающее фрактальную геометрию, теории детерминированного (динамического) хаоса, бифуркаций и катастроф, а также теорию самоорганизации. Во второй части эти...»

«Академия наук Грузии Институт истории и этнологии им. Ив. Джавахишвили Роланд Топчишвили Об осетинской мифологеме истории Отзыв на книгу Осетия и осетины Тбилиси Эна да культура 2005 Roland A. Topchishvili On Ossetian Mythologem of history: Answer on the book “Ossetia and Ossetians” Редакторы: доктор исторических наук Антон Лежава доктор исторических наук Кетеван Хуцишвили Рецензенты: доктор исторических наук † Джондо Гвасалиа кандидат исторических наук Гулдам Чиковани Роланд Топчишвили _...»

«Научный центр Планетарный проект ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНЫЙ КАПИТАЛ – ОСНОВА ОПЕРЕЖАЮЩИХ ИННОВАЦИЙ Санкт-Петербург Орел 2007 РОССИЙСКАЯ АКАДЕМИЯ ЕСТЕСТВЕННЫХ НАУК ОРЛОВСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР ПЛАНЕТАРНЫЙ ПРОЕКТ ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНЫЙ КАПИТАЛ – ОСНОВА ОПЕРЕЖАЮЩИХ ИННОВАЦИЙ Санкт-Петербург Орел УДК 330.111.4:330. ББК 65.011. И Рецензенты: доктор экономических наук, профессор Орловского государственного технического университета В.И. Романчин доктор...»

«НАЦИОНАЛЬНАЯ АКАДЕМИЯ НАУК БЕЛАРУСИ Институт истории В. И. Кривуть Молодежная политика польских властей на территории Западной Беларуси (1926 – 1939 гг.) Минск Беларуская наука 2009 УДК 94(476 – 15) 1926/1939 ББК 66.3 (4 Беи) 61 К 82 Научный редактор: доктор исторических наук, профессор А. А. Коваленя Рецензенты: доктор исторических наук, профессор В. В. Тугай, кандидат исторических наук, доцент В. В. Данилович, кандидат исторических наук А. В. Литвинский Монография подготовлена в рамках...»

«ISSN 2075-6836 Фе дера льное гос уд арс твенное бюджетное у чреж дение науки ИнстИтут космИческИх ИсследованИй РоссИйской академИИ наук (ИкИ Ран) А. И. НАзАреНко МоделИровАНИе космического мусора серия механИка, упРавленИе И ИнфоРматИка Москва 2013 УДК 519.7 ISSN 2075-6839 Н19 Р е ц е н з е н т ы: д-р физ.-мат. наук, проф. механико-мат. ф-та МГУ имени М. В. Ломоносова А. Б. Киселев; д-р техн. наук, ведущий науч. сотр. Института астрономии РАН С. К. Татевян Назаренко А. И. Моделирование...»

«В.М. Фокин ТЕПЛОГЕНЕРАТОРЫ КОТЕЛЬНЫХ МОСКВА ИЗДАТЕЛЬСТВО МАШИНОСТРОЕНИЕ-1 2005 В.М. Фокин ТЕПЛОГЕНЕРАТОРЫ КОТЕЛЬНЫХ МОСКВА ИЗДАТЕЛЬСТВО МАШИНОСТРОЕНИЕ-1 2005 УДК 621.182 ББК 31.361 Ф75 Рецензент Доктор технических наук, профессор Волгоградского государственного технического университета В.И. Игонин Фокин В.М. Ф75 Теплогенераторы котельных. М.: Издательство Машиностроение-1, 2005. 160 с. Рассмотрены вопросы устройства и работы паровых и водогрейных теплогенераторов. Приведен обзор топочных и...»

«ИНСТИТУТ БЛИЖНЕГО ВОСТОКА Ю.С. Кудряшова ТУРЦИЯ И ЕВРОПЕЙСКИЙ СОЮЗ: ИСТОРИЯ, ПРОБЛЕМЫ И ПЕРСПЕКТИВЫ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ Москва 2010 Научное издание Ю.С. Кудряшова ТУРЦИЯ И ЕВРОПЕЙСКИЙ СОЮЗ: ИСТОРИЯ, ПРОБЛЕМЫ И ПЕРСПЕКТИВЫ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ М., 2010. 364 стр. Ответственный редактор к.э.н. А.Н. Голиков Монография посвящена европейскому направлению внешней политики Турции; в ней рассмотрен весь комплекс политических, экономических, идеологических, религиозных и культурологических проблем, которые на...»

«ЦЕНТР МОЛОДЁЖЬ ЗА СВОБОДУ СЛОВА ПРАВА МОЛОДЁЖИ И МОЛОДЁЖНАЯ ПОЛИТИКА В КАЛИНИНГРАДСКОЙ ОБЛАСТИ Информационно-правовой справочник Калининград Издательство Калининградского государственного университета 2002 УДК 347.63 ББК 67.624.42 П 685 Авторский коллектив А.В. Косс, кандидат юридических наук – отв. редактор (введение; раздел I, гл. 2; разделы II-III), И.О. Дементьев (раздел I, гл. 4), К.С. Кузмичёв (раздел I, гл. 3), Н.В. Лазарева (раздел I, гл. 1, 2; разделы II-III), Н.В. Козловский (раздел...»

«РОССИЙСКАЯ АКАДЕМИЯ ЕСТЕСТВЕННЫХ НАУК НАУЧНЫЙ ЦЕНТР ПЛАНЕТАРНЫЙ ПРОЕКТ В.В.Смирнов, А.В.Безгодов ПЛАНЕТАРНЫЙ ПРОЕКТ: ОТ ИДЕИ К НАУЧНОМУ ОБОСНОВАНИЮ (О РЕЗУЛЬТАТАХ ДЕЯТЕЛЬНОСТИ НЦ ПЛАНЕТАРНЫЙ ПРОЕКТ В 2006/2007 ГГ.) САНКТ-ПЕТЕРБУРГ 2007 УДК 338 ББК 65.23 С 50 Рецензенты: Сизова Ирина Юрьевна доктор экономических наук, профессор Романчин Вячеслав Иванович доктор экономических наук, профессор С 50 Планетарный проект: от идеи к научному обоснованию (о результатах деятельности НЦ Планетарный проект...»

«Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Северо-Осетинский институт гуманитарных и социальных исследований им. В.И. Абаева ВНЦ РАН и Правительства РСО–А И.Т. Цориева НАУКА И ОБРАЗОВАНИЕ В КУЛЬТУРНОМ ПРОСТРАНСТВЕ СЕВЕРНОЙ ОСЕТИИ (вторая половина 1940-х – первая половина 1980-х гг.) Владикавказ 2012 ББК 72.4(2 Рос.Сев)–7 Печатается по решению Ученого совета СОИГСИ Ц 81 Ц 81 Цориева И.Т. Наука и образование в культурном пространстве Северной Осетии (вторая половина 1940-х – первая...»

«Министерство образования и наук и Российской Федерации Сыктывкарский лесной институт (филиал) государственного образовательного учреждения высшего профессионального образования Санкт-Петербургский государственный лесотехнический университет имени С. М. Кирова (СЛИ) К 60-летию высшего профессионального лесного образования в Республике Коми Труды преподавателей и сотрудников Сыктывкарского лесного института. 1995–2011 гг. Библиографический указатель Сыктывкар 2012 УДК 01(470.13) ББК...»






 
2014 www.av.disus.ru - «Бесплатная электронная библиотека - Авторефераты, Диссертации, Монографии, Программы»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.