На пути к решению проблемы обезвреживания радиоактивных отходов

На пути к решению проблемы

обезвреживания радиоактивных отходов

,

Российский научный Центр “Курчатовский институт”

Центр прикладных физических исследований, г. Дубна

Часть 1. Состояние проблемы и направления её разработки

Широкое использование атомной энергии в энергетике, применение радиоактивных изотопов во многих областях экономики и науки сопровождается образованием радиоактивных отходов (РО). Загрязнённые радионуклидами материалы образуются и при ликвидации последствий радиационных аварий на ядерно опасных объектах. К настоящему времени накоплены миллионы кубических метров РО всех уровней активности – низкой, средней и высокой, а, если учесть, что, кроме радиоактивных, существуют ещё и смешанные и трансурановые отходы, которые также представляют опасность для биосферы, проблема кондиционирования РО (перевода их в безопасную форму) является одной из важнейших для человечества.

Все эти РО должны быть изолированы от биосферы. Сложность проблемы состоит в том, что в настоящее время существующие технологии не позволяют полностью их обезвредить, т. е. превратить в нерадиоактивную субстанцию. Этого нельзя обеспечить ни химическими, ни доступными физическими методами. Считается, что даже при ядерной трансмутации полный перевод радиоактивных изотопов в стабильные невозможен хотя бы потому, что состав РО сложен, и подобрать условия для трансмутации всех радионуклидов невозможно.

В настоящее время во многих странах ведутся интенсивные исследования с целью разработки эффективных методов обращения с радиоактивными отходами. В большинстве случаев эти работы нацелены на обеспечение изоляции и длительного безопасного хранения РО различного происхождения. Одним из направлений развития таких технологий применительно к РО низкого и среднего уровня активности, является обеспечение существенного уменьшения начального объёма РО и перевод их в форму, позволяющую обеспечить захоронение таких отходов и длительное их хранение.

Большинством специалистов признаётся, что наиболее перспективной технологией для решения этой проблемы является плазменный пиролиз органической составляющей РО в сочетании с плавлением неорганической части радиоактивного материала и переводом его в форму стекловидного шлака. При надлежащем техническом решении такая технология обеспечивает инкорпорирование и удержание 90–95% всей радиоактивности перерабатываемого материала в стекловидном шлаке, а также практическое отсутствие опасного выброса радиоактивных и других опасных продуктов в атмосферу.

Такая технология разработана в Российском научном Центре “Курчатовский институт” и реализована в России совместно с Научно-производственным Объединением “Радон” на двух пилотных установках – “Пиролиз” и “Плутон” – и в настоящее время на их основе создаются новые установки более высокой производительности для утилизации РО АЭС и отходов другого происхождения. При этом российские установки обладают рядом существенных преимуществ по сравнению с другими известными установками, основанных на тех же технологических принципах, в частности, установками “PACT” американской компании “Retech”.

Однако, даже эти эффективные установки не решают полностью проблему обезвреживания РО, поскольку вторичный продукт такой переработки, хотя и отличается высокой устойчивостью, всё же является радиоактивным и потому требует особого обращения и специальных хранилищ для его содержания.

Между тем, благодаря успехам, достигнутым в области исследований по низкоэнергетической трансмутации ядер химических элементов, появилась возможность постановки задачи полного обезвреживания радиоактивных отходов. Результаты экспериментальных и теоретических исследований группы российских учёных из Объединённого института ядерных исследований (опубликованы в журнале “Annals de la Fondation Louis de Broglie”, vol. 28, № 2 2003. Web-site: http://FondationLouisdeBroglie. org Article: Low Energy Transmutation of atomic Nuclei of Chemical Elements by V. Kuznetsov et al.) позволяют надеяться на то, что открытый ими способ электромагнитного воздействия на радиоактивные материалы приводит к переходу нестабильных изотопов в стабильные, причём такой процесс трансмутации не сопровождается выходом сопутствующего ионизирующего излучения. Ими было установлено, что низкоэнергетическая трансмутация является пороговой реакцией резонансной природы и к тому же экзотермической, что делает её энергетически выгодной. Для инициирования реакции трансмутации радиоактивный материал, помещаемый в специальный реактор, подвергается воздействию электромагнитного излучения определённой частоты, амплитуды и топологии. Авторами этого открытия было установлено, что процессы трансмутационной переработки РАО могут занимать от десятков минут до нескольких часов в зависимости от изотопного состава радиоактивной смеси и её концентрации. При этом наибольшая эффективность достигается при работе с концентрированными смесями.

Такой вывод позволяет заключить, что наиболее эффективным подходом к обезвреживанию РО может стать соединение технологии плазменной переработки, обеспечивающей концентрацию рассеянной радиоактивности в шлаковом компаунде, благодаря почти 100-кратному сокращению объёма шлака по сравнению с начальным объёмом поступающих на переработку отходов, с последующей стабилизацией радиоактивного шлака в специальном трансмутационном реакторе. Задачей сегодняшнего дня следует признать практическую разработку и создание экспериментального образца такого реактора на принципах, разработанных российскими учёными.

Часть 2. Технология низкоэнергетической трансмутации для обезвреживания радиоактивных отходов и отработанного топлива

Как нам представляется, низкоэнергетическая трансмутация (НЭТ) снимает все проблемы переработки как радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности, так (в принципе) и отработанного ядерного топлива. Как показали эксперименты [1], ТМ-излучение производит трансмутацию стабильных изотопов только в стабильные изотопы без сопровождающего ядерного излучения. НЭТ имеет порог реакции и характеризуется резонансными параметрами. Компьютерные расчёты, подтверждённые экспериментом, показали, что НЭТ – экзотермический процесс. Связано это с тем, что при ТМ-переходе имеется выигрыш в энергии из-за дефекта масс. НЭТ радиоактивных изотопов может идти и через радиоактивные изотопы, но конечные атомные ядра всё равно стабильные. Нами был взят изотоп 90Sr для демонстрации работы ЯТ. Для сравнения мы взяли изотоп 90Sr, чтобы показать как работает НЭТ в этом случае. Согласно нашему проекту (см. чертёж устройства), в резонаторе с помощью задающего генератора, излучатель генерирует электромагнитную волну. Согласно многочисленным экспериментам, которые мы цитируем в нашей статье, ТМ-излучение возникает только, если с плотной средой взаимодействует специально организованное по амплитуде, частоте и топологии электромагнитное излучение. В нашей установке так и происходит. Начальная генерация ТМ-излучения начинается в резонаторе, наполненном аргоном. Затем по волноводу электромагнитное излучение и ТМ-излучение попадает в реактор через кварцевый инвертор. В инверторе окончательно формируется ТМ-излучение. В шаровом реакторе размещается водная смесь РО. В принципе там можно размещать и отработанное ядерное топливо (ОЯТ), растворённые в кислотах. Генерируемое ТМ-излучение взаимодействует с изотопом 90Sr по следующей схеме:

1 2 3

ТМ-излучение→[ Sr90 + 2H2O16] Pd94→2S38 + O18→2Ar38 + O18

2 O16

Рассмотрим этот многокаскадный процесс поэтапно:

1.  Чтобы произошёл переход из стронция в палладий необходимо, чтобы был переход

При этом из двух молекул воды четыре атома водорода из молекул воды вошли в состав ядра Pd94. В этом процессе выделяется молекула. В этой реакции сохраняется барионное число

лептонное число

заряд .

2.  При переходе из палладия в два атома S38 и кислород O18 должен быть обратный бета-переход

Нетрудно видеть, что и здесь выполняется сохранение B, L, Z.

3.  В этом процессе должен быть процесс прямого бета-перехода

Таким образом, полный баланс реакции следующий

Комментарии к этим реакциям следующие:

Хотя, с позиций современной физики, такой процесс невозможен, тем не менее, он идёт. Здесь проявляет себя новая физика, что находит независимое подтверждение и в работах других авторов (см., например, [2]). Мы предполагаем, что ТМ-взаимодействие является сверхслабым взаимодействием, частными случаями которого являются все остальные известные четыре взаимодействия. Иными словами ТМ-взаимодействие объединяет между собой ядерное слабое, электромагнитное и гравитационное взаимодействия, что и наблюдается в эксперименте. Получается, что в процессе НЭТ ТМ-излучение «выключает» кулоновское, сильное поле и комбинирует нуклонами как шариками, формируя из них новое ядро. Кроме того, впервые в истории ядерной физики для того, чтобы произошел ядерный переход обязательно должны быть задействованы электроны оболочек атомов, то есть волновая функция ядра становится сопоставимой с размерами атома. В первом переходе создаётся 94Pd, который имеет нуклонную нестабильность и должен распадаться за время ~ 10-23 сек. Однако, ТМ-излучение переводит его в ядра радиоактивного изотопа 38S и стабильный изотоп 18O. По классической схеме должна быть цепочка бета-распадов:

Однако, ТМ-излучение «выключает» слабое взаимодействие и прямо трансмутирует 38S в стабильный 38Ar. Как не удивительно, но в экспериментах с ТМ-излучением можно управлять скоростью распада радиоактивных изотопов. Можно сказать, что в Гамильтониане ТМ-взаимодействия появляются члены, описывающие эти процессы. Таким образом, после НЭТ 90Sr в реакторе остаётся смесь газов . Идеальный результат! Кроме того, будет всегда избыток энергии Q, так как исходное ядро было в возбуждённом состоянии.

Указанный выше способ трансмутации не является единственной модой НЭТ 90Sr. При перестройке резонансных параметров установки может быть ещё две моды:

1. ТМ-излучение→[ 90Sr + n H2O]→ CuO4 + lν + Q(Мэв)

где n, m, l – количества молекул воды и нейтрино.

2.  ТМ-излучение→[ 90Sr + n H2O]→kSi4 +d Si8 + m Si12 + lν + CO2 + Q(Мэв)

где d, k, l, m, n – количество атомов и нейтрино.

Во второй реакции НЭТ на выходе должна получиться смесь аллотропов кремния. Так как мы не ставили целью в этой краткой статье рассматривать подробности НЭТ радиоактивных изотопов, в модах 1 и 2 не наводился B, L.Z баланс из-за сложного изотопного состава конечных элементов.

Какое время может занять весь процесс НЭТ радиоактивных изотопов? В случае с 90Sr интервал времени находится в диапазоне десятков минут. На Рис. 3 показана временная диаграмма НЭТ смеси ОЯТ, например 90Sr, 137Cs, 239Pu.

Рис. 3. Временная диаграмма НЭТ смеси ОЯТ, например, 90Sr, 137Cs, 239Pu.

Прибор можно настроить так, что в начале идёт НЭТ 90Sr. До тех пор пока идёт процесс трансмутации за время происходит спад величины радиоактивности смеси. После того, как трансмутируют все ядра 90Sr, аппаратура перестраивается на 137Cs в течение времени . После чего Cs137 трансмутирует за время . После очередной перестройки аппаратуры за время трансмутирует 239Pu за время . Процесс заканчивается тогда, когда радиоактивность смеси сравняется с фоном окружающей среды. Время трансмутации может меняться от десятка минут до многих часов в зависимости от величины начальной радиоактивности. Дело в том, что при НЭТ ОЯТ происходит огромное выделение тепла. Если интервалы будут малы, то может произойти тепловой взрыв. На Рис. 4 показан временной ход изменения температуры в реакторе.

Рис. 4 Временной ход изменения температуры в реакторе. Для простоты не указана температура смеси ОЯТ, связанная с разогревом воды от радиоактивного распада в интервалах , и .

Очевидно, что необходимо позаботиться о системах отвода тепла. В принципе это тепло можно будет использовать в промышленности. Оценки показывают, что для средней смеси ОЯТ в 100 кюри процесс НЭТ может происходить в течение 10-20 часов. Тепловая мощность (средняя) может достигать 1 МВт.

Разработанное устройство может трансмутировать любую комбинацию радиоактивных изотопов. При этом наибольшая эффективность достигается в работе с концентрированными смесями.

Часть 3. Технологический комплекс для плазменной переработки радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности

Технологический комплекс предназначен для переработки твердых и жидких радиоактивных отходов низкого и среднего уровня радиоактивности и допускает частично переработку отходов с повышенным уровнем удельной активности при условии, что усредненная по объему реактора удельная радиоактивность отходов в каждый данный момент не превысит 9 · 107 Бк/кг.

Технология основана на 25-летнем опыте научно-исследовательских работ в области теории и техники плазмы и процессов, основанных на ее применении, проводившихся в Российском научном Центре “Курчатовский институт” и в Московском научно-производственном объединении “Радон”. Окончательное техническое оформление для целей переработки отходов различного происхождения, в том числе слабо - и среднерадиоактивных отходов, технология получила с использованием также и зарубежного опыта создания и использования установок аналогичного предназначения и использующих аналогичные принципы действия.

Процесс плазменной переработки отходов состоит в применении плазменных дуговых нагревателей (плазмотронов) для обеспечения газификации органических компонентов с последующим сжиганием образующегося при этом пирогаза, очисткой продуктов сгорания и выбросом обезвреженных газообразных продуктов в атмосферу, и плавления их неорганической части с последующим удалением из зоны переработки в виде жидкого шлака, образующего при застывании стеклоподобную массу, в которой инкорпорируются вредные неорганические компоненты, и которая обладает способностью сохранять целостность при последующем захоронении в грунт на длительный период времени, достигающий сотен и тысяч лет.

Особенностью плазменной газификации является то, что с помощью плазмотронов обеспечивается возможность протекания физико-химических процессов в перерабатываемой массе материалов в условиях дефицита кислорода и при очень высокой температуре, не достижимой при других технологиях термической переработки отходов. При этом существенно снижается или исключается образование опасных продуктов сгорания, диоксинов и фуранов, и достигается высокая степень компактирования любых неорганических компонентов в остеклованный шлак, исключающий сколько-нибудь заметный риск загрязнения грунта и грунтовых вод при его последующем захоронении. Это относится также и к наиболее опасным радиоактивным компонентам, большая часть которых в результате переработки также переводится в состав шлака и надежно удерживается в нем.

управления частично используются комплектующие производства Западных фирм.

Технические характеристики технологического комплекса:

·  Производительность 250 кг/ч

·  Температура в плавильной камере С

·  Электрическая мощность плазмотронов 2 х 100 кВт

·  Установленная полная мощность потребителей 800 кВт

·  Удельная потребляемая мощность 800 – 1000 кВт-ч

·  Удельная потребность хим. реагентов 25 – 30 кг/т

·  Потребление воды 50 л/ч

·  Количество образующего шлака 60 – 70 кг/ч

·  Фактор удерживания изотопов в шлаке:

- 137Cs 90 – 93%

- 60Co 97 – 99%

- 238U 99 – 10

·  Численность обслуживающего персонала 10 чел.

·  Потребная производственная площадь 550 – 600 м2

·  Состав газового выброса - Соответствует Европейской

Директиве 76/2000

Выход расплавленного шлака из реактора до 50 кг/ч

Химический состав шлака: масс. %

Al2O3

SiO2

Na2O 2,6 – 11,1

K2O 0,6 – 2,1

CaO 2,1 – 8,7

MgO 1,2 – 2,9

Fe2O 1,5 – 8,5

ZnO 0,1 – 13,0

PbO 0,3 – 4,1

NiO 0,1 – 3,7

Cr2O3 0,2 – 0,6

CuO 0,1 – 3,1 P2O5 0,3 – 0,7

S 0,06 – 0,1

Cl 0,1 – 0,3

Плотность 2,7 – 2,9 г/см3

Максимальная удельная радиоактивность шлака:

- по α-нуклидам 7 · 105 Бк/м3

- по β-нуклидам 1,1 · 107 Бк/м3

Радионуклидный состав шлака: Бк/кг

-  137Cs (β) 1·1,3·108

-  137Cs 3,0··107

-  239Pu (α) 5··106

-  239Pu 0,2··105

-  241Am 0,5·1·104

-  238Pu 9··105

-  134Cs 8·,3·106

-  90Sr + 90Y 2··106

-  60Co 0,5··103

-  236Ra

-  238U 1··103

-  235U

-  234U 0,3·1,4·104

По сравнению с другими технологиями обращения с радиоактивными отходами предлагаемая технология обладает, в частности, следующими преимуществами:

·  Высокая степень уменьшения объема первичных отходов;

·  Экологическая безопасность процесса, факторы воздействия которого на окружающую среду (в первую очередь состав газового выброса и выщелачиваемость остеклованного шлака) удовлетворяют самым высоким современным требованиям;

·  Незначительная доля радиоактивности, выходящей из реактора с газообразными продуктами пиролиза в систему газоочистки, и высокий процент радиоактивности, связываемой в составе остеклованного шлака;

Реализация предлагаемой технологии в действующих и создаваемых установках:

В 1995 году совместными усилиями специалистов РНЦ “Курчатовский институт” и Московского Научно-производственного объединения “Радон” на площадке хранения радиоактивных отходов в г. Сергиев Посад была создана пилотная установка “Пиролиз” производительностью 80 кг/час радиоактивных отходов. Эта установка до настоящего времени используется для практической переработки радиоактивных отходов, а также для дальнейшей отработки технологии плазменной переработки радиоактивных отходов, оптимизации технологических параметров и режимов работы.

На основе результатов эксплуатации установки “Пиролиз” в 2002 году там же построена более мощная установка “Плутон” производительностью 250 – 350 кг/час. Ее создание частично финансировалось израильской компанией EER. В ее конструкции реализован целый ряд инновационных решений и «ноу-хау». Именно эта установка принята теперь за прототип следующей серии промышленных установок, реализуемых в настоящее время или планируемых к реализации.

К числу последних следует, прежде всего, отнести Экспериментальную установку по переработке твердых бытовых отходов производительностью от 500 до 1000 кг/час, строительство которой завершается к концу 2004 года в Израиле.

Кроме того, утвержден проект создания установки для переработки радиоактивных отходов на Нововоронежской АЭС Российской Федерации производительностью 250 кг/час. Принято решение о строительстве подобной же установки для переработки слабо и среднерадиоактивных отходов в зоне Чернобыльской АЭС на Украине. Проявляют интерес к созданию подобных установок компании Франции, Китая, Японии, Индии, Тайваня, Республики Корея.

Поскольку плазменная технология, описанная в этой части работы, обеспечивает концентрирование радиоактивных изотопов в шлаке, её комбинация с технологией низкоэнергетической трансмутации обещает дать существенные преимущества и возможность окончательного решения проблемы обезвреживания радиоактивных отходов.

Литература

1.  V. D. Kuznetsov, G. V. Mishinsky, F. M. Penkov, V. I. Arbuzov, V. I.Zhemenik.) Journal Annales de la Fondation Louis de Broglie, vol.28,№2,2003.

Web-site: http://FondationLouisdeBroglie. org  ArticleisLowEnergy Transmutation of Atomic Nuclei of Chemical Elements. Authorsare 2.. «Холодные многоядерные реакции»

В сб. Материалы 11-й Российской конференции по холодной трансмутации ядер химических элементов. М., 2004, с.189-197).