Способ дезактивации радиоактивных отходов

 

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а точнее к технологии дезактивации и утилизации радиоактивных отходов от деятельности АЭС, научных учреждений, промышленных и медицинских предприятий, использующих различного рода радиоактивные изотопы. Способ состоит в том, что жидкие и/или твердые отходы помещают в жидкую среду и осуществляют их дополнительную активацию путем воздействия на отходы кавитацией. Кавитация генерируется в жидкой среде путем приложения циклических знакопеременных нагрузок. При этом данные нагрузки создают изменение объема среды. Технический результат: осуществление обработки радиоактивных отходов и утилизации тепловой энергии, выделяющейся в процессе дезактивации. 9 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к области ядерной физики, а точнее к способам обработки радиоактивных отходов, являющихся побочным продуктом атомной энергетики.

Под радиоактивностью понимают самопроизвольное превращение неустойчивого изотопа химического элемента в другой изотоп, как правило, другого элемента. Сущность радиации состоит в спонтанном изменении состава атомного ядра, находящегося в основном состоянии, либо в возбужденном, долгоживущем (метастабильном) состоянии. Все известные типа радиоактивных превращений являются следствием фундаментальных взаимодействий микромира: сильных воздействий (ядерные силы) или слабых взаимодействий, первые ответственны за превращения, сопровождающиеся испусканием ядерных частиц, γ-изучений, или осколков деления ядер, вторые проявляются в β-распаде ядер. Для процесса радиоактивного распада ядер характерен экспоненциальный закон уменьшения во времени среднего числа активных ядер. Обычно продолжительность жизни радиоактивных ядер характеризуют периодом полураспада - промежутком времени Т/2, на протяжение которого число радиоактивных ядер уменьшится в среднем вдвое. Как природные радиоактивные элементы, так и искусственные, имеют продолжительность жизни, исчисляемую от миллиардов лет (238U) до долей секунды (209Т1).

К радиоактивным отходам относятся жидкие, твердые и газообразные вещества, содержащие радиоактивные изотопы в концентрациях, превышающих нормы, утвержденные в данной стране.

Жидкие радиоактивные отходы образуются в процессе эксплуатации атомных электростанций (АЭС), регенерации ядерного горючего и отработанных тепловыделяющих элементов и использования различных источников радиоактивного излучения в науке, технике, медицине. Жидкие радиоактивные отходы по своей активности делятся на три категории: низкого уровня с удельной активностью не более 10^-5 кюри/л, среднего - от 10^-5 до 1 кюри/л и высоко активные отходы - выше 1 кюри/л. Свыше 99,9% всей возникающей в процессе эксплуатации АЭС активности при регенерации ядерного топлива переходит в жидкие высокоактивные отходы, которые могут быть концентрированы до небольших объемов. К твердым радиоактивным отходам относятся не поддающиеся отмывке загрязненные материалы, в частности фрагменты металлических или бетонных строительных конструкций, использованная спецодежда и др. На объектах атомной промышленности и АЭС возможны выбросы, содержащие летучие соединения радиоактивных изотопов, таких как 131J, 129J, а также образование радиоактивных аэрозолей.

Под воздействием инициирующего излучения, испускаемого радиоактивными элементами (отходами), происходят изменения в жизнедеятельности и структуре живых организмов - в этом основная опасность всех радиоактивных веществ. Последние загрязняют биосферу, попадая в атмосферу, гидросферу, почву в результате ядерных взрывов, разработки радиоактивных руд, при авариях на атомных предприятиях и т.д. Особую опасность представляет аккумуляция радиоактивных веществ в биологических объектах, сопровождающаяся повышением их концентрации по сравнению с содержанием этих веществ в окружающей среде. Возрастающая роль ядерной энергетики в жизни человеческого общества постоянно ставит новые проблемы защиты от радиоактивных веществ.

В настоящее время созданы и практически воплощены десятки технологий по дезактивации радиоактивных отходов, которые условно можно разделить на два основных вида: активный и пассивный. К первому относятся методы абсорбции, адсорбции, ионообмена, биологические, прокаливание, флокуляции, перегонки и т. п., ко второму - хранение в резервуарах или устойчивой твердой среде, путем растворения в морских течениях, удаление твердых радиоактивных отходов в космическое пространство.

Все перечисленные методы борьбы с радиоактивными отходами кардинально не решают проблемы их нейтрализации.

Известно, что, проходя через вещество, γ-квант или быстрые частицы (α-частицы, электроны, протоны, нейтроны и др.), вызывают его ионизацию или возбуждение. Происходят столкновения быстрой заряженной частицы с молекулами вещества, отчего кинетическая энергия частицы передается молекулам, что приводит к изменению их энергетического состояния. Возникает большое число активированных молекул, находящихся в различных состояниях возбуждения. Возбужденные молекулы и атомы нестабильны и происходит их распад, либо они вступают во взаимодействие с окружающими молекулами. В результате образуются ионы, атомы и радикалы, т.е. промежуточные частицы радиационно-химических реакций, которые также являются нестабильными. Увеличение интенсивности возбуждения или ионизации ведут к распаду и промежуточных частиц, увеличивая степень дезактивации. В конечном итоге, задача сводится к сообщению молекулам и атомам вещества некоторой избыточной энергии (энергии активации), которая позволит им преодолеть так называемый энергетический барьер внутренних связей. Для реакций активных частиц между собой или молекулами энергетический барьер очень мал. Особенно эффектно протекают реакции с рекомбинацией электронов и положительных ионов атомов и радикалов друг с другом, а также реакции положительных ионов с молекулами. Эти элементарные процессы, как правило, приводят к распаду молекул или крупных ионов.

В настоящее время в качестве источников ионизирующего или возбуждающего излучения используют радиоактивный кобальт, излучающий γ-лучи с энергией выше 1 МэВ. Широкое применение получили ускорители электронов, благодаря высокой интенсивности излучения и возможности управления ими. Разработаны также способы непосредственного использования γ-излучения с энергией до 10 МэВ ядерных реакторов, состоящие из генератора активности, облучателя радиационной установки, а также соединяющих коммуникаций и устройств для перемещения по контуру рабочего вещества. В результате захвата нейтронов в генераторе, расположенном в активной зоне ядерного реактора или вблизи от нее, рабочее вещество ионизируется, а γ-излучение образовавшихся изотопов, используется затем в облучателе для совершения акта превращения, или распада обрабатываемого вещества.

Таким образом, для осуществления процесса дезактивации возбужденных молекул и атомов, к которым относятся и радиоактивные отходы, необходим сторонний источник энергии, в частности γ-излучения с энергией до 10 МэВ. Наиболее подходящим для этого является ядерный нейтронный реактор, устройство которого описано выше. Однако сложность конструкции реактора, опосредованный метод получения γ-излучения воздействия на обрабатываемое вещество, проблемность в управлении процессом возбуждения препятствуют широкому применению для целей массированной дезактивации радиоактивных отходов этого, считающегося перспективным, источника γ-излучения.

В качестве ближайшего аналога заявляемому изобретению выбрано техническое решение, описанное в патенте РФ 2075126. Оно относится к способу переработки (утилизации) радиоактивно загрязненного оборудования и комплексу для его осуществления.

Сущность решения состоит в том, что осуществляют последовательно фрагментацию оборудования и индукционную переплавку в присутствии отшлаковывающих флюсов с отделением образовывающегося радиоактивно загрязненного шлака от расплавленного металла и отверждением последнего. Перед фрагментацией оборудования производят жидкостную дезактивацию его в сборе, а после фрагментации - жидкостную дезактивацию фрагментов. После этого осуществляют термическую дезактивацию фрагментов путем выжигания горючих материалов, расплавления этих металлов. Поверхность оборудования прокаливают и отделяют окалину. После термической дезактивации фрагменты сортируют и отправляют на индукционную переплавку. Образовавшиеся в ходе переработки газы отводят на обезвреживание и очистку [1].

Достигаемый технический эффект - очистка радиоактивно загрязненных металлических частей оборудования до уровня, позволяющего осуществить возврат вторичных металлов в хозяйственный оборот, и сокращение объема радиоактивных отходов, подлежащих захоронению.

Достоинством аналога является то, что он позволяет значительно сократить объем радиоактивных отходов, отделив от них металлическую часть оборудования для дальнейшей утилизации, сведя их в конечном итоге, к незначительному объему радиоактивного шлака, который захоранивают любым известным способом.

Таким образом, решая задачу утилизации загрязненного радиоактивностью технологического оборудования, описанный способ не снимает проблемы самих радиоактивных отходов, в плане их дезактивации, не говоря уже об их утилизации.

Целью изобретения является создание условий для получения ионизирующего излучения с уровнем энергии, достаточным для преодоления энергетического барьера связей внутри ядер молекул и атомов радиоактивных отходов, разрушения их и утилизации тепловой энергии, выделяющейся в процессе дезактивации.

Цель изобретения достигается за счет того, что жидкие и/или твердые радиоактивные отходы помещают в жидкую среду, в качестве которой возможно использование собственно жидких отходов, и активизируют их путем воздействия кавитацией, генерируемой любым известным способом. При этом кавитацию осуществляют изменением объема жидкой среды путем приложения к ней циклической знакопеременной нагрузки в вибрационном режиме с частотой не менее 1 Гц. Степень активации отходов регулируют изменением интенсивности кавитационного процесса, регулируя амплитуду изменения объема жидкой среды. Процесс активации отходов ведут в режиме рециркуляции жидкой среды с ее постоянным охлаждением. Для регулирования процесса активации в жидкую среду вводят радиоактивные вещества (изотопы) с меньшим периодом полураспада, чем у отходов, или графит в виде порошка. В качестве жидкой среды возможно использование расплавленного металла, например лития.

Сущность изобретения подтверждается тем, что при осуществлении кавитации в жидкой среде, содержащей радиоактивные отходы, в частности объемной кавитации, в процессе которой жидкую среду растягивают, увеличивая ее объем от первоначального настолько, что образуются пузырьки диаметром 100-150 мкм, которые, при снятии напряжения растяжения резко, менее, чем за 1 мкс, схлопываются. При этом в момент схлопывания пузырьков их стенки под действием разности давлений, действующих на кавитационный пузырек изнутри и снаружи, ускоряются, приобретая кинетическую энергию, и сталкиваются в центре.

Величина приобретенной кинетической энергии оказывается достаточной для разрыва связей между нуклонами в молекулах и атомах радиоактивных отходов, преодоления сил отталкивания ядер и осуществления взаимодействия между элементарными частицами, содержащимися в ядрах отходов. В результате в локальной области вещества в момент исчезновения кавитационного пузырька (схлопывания) происходят ядерные реакции с выделением большого количества энергии. Следует отметить, что ядерные реакции сопровождаются γ+β-излучениями [2], с энергией, достигающей 6,0 МэВ [3].

Наличие потока элементарных частиц (протоны, нейтроны), который сопровождается достаточно мощным γ+β-излучениями приводит к тому, что энергия возбуждения передается молекулам и атомам радиоактивных отходов, находящихся в непосредственной близости от кавитационного пузырька (в зоне схлопывания) и имеющим изначально высокую степень возбуждения в силу своей природы. Суммирование внутренней энергии с энергией внешнего ионизирующего воздействия в конечном итоге приводит либо к распаду радиоактивных молекул или атомов, либо к переходу в основное состояние, либо к образованию изотопов с меньшим периодом полураспада. Распадающиеся молекулы радиоактивных отходов, как и образовавшиеся изотопы, являются сами источниками ионизирующего излучения, чем резко увеличивают энергию возбуждения, воздействуя по типу цепной реакции с окружающими молекулами и атомами отходов.

На фиг. 1 дано схематическое изображение установки для дезактивации и утилизации радиоактивных отходов.

На фиг.2 дано осевое сечение элемента технологической установки.

Технологическая установка 1 включает емкость 2, в которой установлены с зазором друг относительно друга поочередно подвижные и неподвижные диски 3 и 4 соответственно. Первые жестко связаны со штоком 5 силового виброрезонансного двигателя 6 и имеют кольцевые зазоры с внутренними стенками емкости 2. Вторые жестко связаны с указанными стенками и имеют зазор со штоком 5. Емкость 2 с выходным трубопроводом 7 и входным - 8, а также змеевиком 9 образуют замкнутую герметичную систему с возможностью рециркуляции по ней жидкой среды. Насос, осуществляющий рециркуляцию, как загрузочные и разгрузочные отверстия на чертеже не показаны. В выходном трубопроводе 7 установлен детектор радиометра 10, а во входном трубопроводе - детектор 11 температуры охлаждающей воды в теплообменнике 12. Оба детектора электрически связаны с блоком управления виброрезонансного двигателя 6.

Реализуется предлагаемый способ следующим образом.

Твердые радиоактивные отходы, предварительно раздробленные до фракции не более 1 мм, соединяются с жидкой средой, например водой, образуя грубую суспензию. В качестве жидкой среды могут быть использованы и жидкие отходы, разбавленные той же водой до определенной концентрации. Количество, а точнее объем, приготовленной суспензии должен соответствовать суммарному объему всех внутренних полостей установки 1, включая трубопроводы и змеевик. Первоначально, включают виброрезонансный двигатель 6 и дают ему работать на холостом ходу, после чего, не выключая установки, заливают суспензию в емкость 2 через загрузочное отверстие, расположенное в верхней части этой емкости.

После заливки 2/3 объема суспензии включают насос, который под давлением заполняет емкость полностью и начинает работать в режиме рециркуляции жидкой среды в пределах всей установки 1. При этом двигатель 6 путем специальной регулировки выводится на резонансный режим, совершая возвратно-поступательные перемещения штоком 5 и связанным с ним подвижными дисками 3. В процессе колебательного движения последних в полостях, образуемых парами неподвижных дисков 4, при определенных величинах амплитуды А (см. фиг.2) этих колебаний, над и под подвижными дисками 3, в зависимости от фазы движения образуется разрежение, вызывающее в жидкой среде рост кавитационных пузырьков и их последующее схлопывание.

Радиоактивные изотопы, содержащиеся в суспензии, окажутся под воздействием температурных и силовых факторов кавитации, которые в соответствии с вышеописанным механизмом вызовут полное или частичное разрушение молекул и атомов этих изотопов, стимулируя появление потока элементарных частиц (α-частиц, протонов, нейтронов), а также γ+β-излучения [3]. Так как длина пробега γ-кванта до ближайшей молекулы или атома в жидкой среде минимальна, то вся энергия γ-излучения в совокупности с потоком элементарных частиц создаст мощный импульс возбуждения для ближайших молекул и атомов радиоактивных изотопов, вызывая их распад или промежуточные превращения с последующим распадом.

В связи с тем, что кавитация идет в вибрационном режиме и плотность кавитационного поля и его энергонасыщенность высока, есть основания считать, что по меньшей мере 50% радиоактивных отходов утратит свою активность за счет распада и перехода на более стабильный и менее энергетический уровень. В конечном итоге, длительная обработка отходов в установке может свести уровень остаточной радиации к минимуму.

Кроме того, предложенная конструкция установки обладает значительной технологической гибкостью, т. е. за счет способности изменения амплитуды А колебания дисков 3 возможно регулирование амплитуды изменения объема среды в кавитационном режиме между дисками 3 и 4, что дает возможность, в свою очередь, изменять интенсивность кавитационного процесса, изменять величину возбуждения или активации отходов. Это достигается системой управления виброрезонансным двигателем 6 по результатам измерения радиоактивности и выходной температуры охлаждающей жидкости соответствующими детекторами 10 и 11.

Кроме того, тот же результат может быть достигнут и изменением частоты приложения циклической знакопеременной нагрузки к жидкой среде со стороны подвижных дисков 3. Эта частота может регулироваться от 1 до 400 Гц. Другим способом регулирования процесса возбуждения может служить введение в жидкую среду изотопов с меньшим периодом полураспада, а значит, и с меньшим уровнем энергетики внутренних связей, что в конечном итоге позволяет снизить уровень кавитационного воздействия для получения необходимого ионизирующего потока элементарных частиц и излучений. По мнению авторов, использование в качестве жидкой среды расплавленного металла, например лития, способно увеличить эффективность кавитации, за счет увеличения вязкости жидкой фазы.

Так как распад радиоактивных изотопов связан с большим выделением тепловой энергии, то в совокупности с установкой 1 предусмотрен теплообменник 12, внутри которого размещен змеевик 9, омываемый проточным теплоносителем, например водой. Отобранное тепло может быть использовано для бытовых и промышленных целей. В связи с тем, что интенсивность кавитационного воздействия на радиоактивные отходы велика и энергия возбуждения может вызывать ядерные процессы, близкие к цепным, в жидкую среду можно ввести замедлитель этих процессов в виде графитового порошка.

Обобщая и оценивая возможные результаты предлагаемого способа можно утверждать, что, помимо дезактивации радиоактивных отходов и полезной утилизации выделяемой энергии, предлагаемый способ повышает КПД использования ядерного топлива вообще, "дожигая" его после отработки на АЭС.

В настоящее время в НПП "ВРТ" разработаны технологические основы и базовая конструкция установки для дезактивации и утилизации радиоактивных отходов.

Источники информации 1. Патент РФ 2075126, кл. G 21 F 9/30. Способ переработки..., 10.03.1997.

2. Патент 2054604, кл. F 24 J 3/00. Способ получения энергии, 20.02.1996.

3. Патент 2165054, кл. F 24 J 3/00. Способ получения тепла, 10.04.2001.

Формула изобретения

1. Способ дезактивации радиоактивных отходов, состоящий в том, что жидкие и/или твердые отходы помещают в жидкую среду и осуществляют их дополнительную активацию, создавая энергию возбуждения с помощью кавитации, генерируемой в жидкой среде путем приложения циклических знакопеременных нагрузок, которые создают изменение ее объема.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что величину возбуждения регулируют изменением интенсивности кавитационного процесса.

3. Способ по любому из пп.1 и 2, отличающийся тем, что изменение нагрузки ведут в вибрационном режиме с частотой не менее 1 Гц.

4. Способ по любому из пп.1-3, отличающийся тем, что интенсивность кавитационного процесса регулируют амплитудой изменения объема среды.

5. Способ по п.1, отличающийся тем, что в процессе дезактивации утилизируют выделяющуюся тепловую энергию путем проведения этого процесса в физически замкнутом объеме, который постоянно охлаждают.

6. Способ по п.1, отличающийся тем, что в жидкую среду вводят радиоактивные вещества с меньшим периодом полураспада, чем вещества отходов.

7. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве жидкой среды используют расплавленные металлы, например литий.

8. Способ по п.1, отличающийся тем, что дезактивацию ведут в режиме рециркуляции жидкой среды.

9. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве жидкой среды используют жидкие радиоактивные отходы.

10. Способ по п.1, отличающийся тем, что в жидкую среду вводят графит в виде порошка.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2

MM4A - Досрочное прекращение действия патента СССР или патента Российской Федерации на изобретение из-за неуплаты в установленный срок пошлины за поддержание патента в силе

Дата прекращения действия патента: 14.07.2007

Извещение опубликовано: 10.01.2009        БИ: 01/2009

MM4A Досрочное прекращение действия патента из-за неуплаты в установленный срок пошлины заподдержание патента в силе

Дата прекращения действия патента: 14.07.2009

Дата публикации: 27.12.2011

---