Иммобилизация высокотоксичных отходов

Для обезвреживания и захоронения высокотоксичных отходов используют их иммобилизацию в матрицу стабильных, непроницаемых материалов. Этот метод получил особое развитие в области обезвреживания радиоактивных отходов.

Битумирование. Первоначально для иммобилизации радиоактивных отходов был предложен битум. Битумы характеризуются химической инертностью, непроницаемостью, пластичность, невысокой стоимостью. Битумная матрица с включенными в нее токсичными веществами отвечает требованиям водоустойчивости, пожаро- и взрывобезопасности, биологической устойчивости.

Промышленная технология битумирования внедрена в 1984г на Ленинградской АЭС, а затем на Игналинской и Калининской АЭС. Интегральная скорость выщелачивания радионуклидов из матрицы составляет менее 10–4 г/см²·сут при включении в битумную матрицу до 40мас.% солей [90-95].

Установка битумирования на ЛАЭС – битуматор роторного типа непрерывного действия. Процесс битумирования протекает в тонкой пленке. Содержащаяся в жидких радиоактивных отходах вода, стекая по стенкам аппарата, испаряется, а солевые компоненты при этом равномерно распределяются в битуме. Производительность установки – 400 – 500 л/ч по исходному раствору, рабочая температура: 129–1450С [90, 95].

Цементирование. Достаточно простым процессом отверждения отходов является заключение их в цементы с последующим захоронением полученных монолитных бетонных блоков. По сравнению с битумом бетон отличается большей прочность и обладает более высокой радиационной стойкостью, взрывобезопасен и огнестоек. Однако цементированные отходы обладают большей выщелачиваемостью [90]. Проводятся исследования по усовершенствованию состава цементной матрицы. Например, выяснено, что добавление цеолита (клиноптилолита) в 10 раз снижает скорость выщелачивания цезия. [90, 95].

В Великобритании модульные установки по цементированию низко - активных отходов с 1991г работают на 9 площадках АЭС, в ядерном центре в Беркли и радиохимическом центре в Амершеме [91]. В ближайшие десятилетия цементирование останется во многих странах наиболее простым, дешевым, безопасным методом кондиционирования низко- и средне- активных радиационных отходов [95].

Остекловывание.  В 1951 году впервые предложено включать окислы продуктов деления в стекловидную матрицу [90]. Получаемый продукт обладает высокой химической и радиационной стойкостью, является изотропным, непористым. т.к. стекло будучи нестехиометрическим соединением, при нагревании способно растворять, а при последующем охлаждении прочно удерживать сложную смесь оксидов продуктов деления. Недостаток стекла – термодинамическая неустойчивость, которая проявляется в кристаллизации стекла под действием высокой температуры и радиации. Наиболее пригодными признаны боросиликатные, фосфатные и борофосфатные стекла. Выщелачиваемость фосфатных стекол составляет 10^-5 – 10^–6 г/см²·сут по цезию, 10 ^–6 г/см²·сут по стронцию, 10^-7 – 10 ^–8 г/см²·сут по плутонию при 20 – 25⁰С. Еще более высокой устойчивостью к выщелачиванию обладают боросиликатные и минералоподобные материалы [95].

В настоящее время остекловывание является единственным методом промышленного масштаба, позволяющим проводить отверждение жидких высокоактивных ядерных отходов. Процесс остекловывания на основе боросиликатного стекла разработан и продемонстрирован в промышленном масштабе в Великобритании, Индии, во Франции, Бельгии, Германии, США, Японии, Китае. Во Франции процесс остекловывания от переработки отходов ядерного топлива ряда стран (Бельгии, Германии, Франции, Швейцарии и Японии) на промышленных установках R7 и T7 фирмы Cogema стал международным стандартом [95].

В Великобритании в Селлафилде с 1990г осуществляется остекловывание отходов, полученных при переработке топлива на заводах THORP и В205 [90-95]. В США жидкие радиационные отходы остекловывают на заводах Уэст–Валли и Саванна – Ривер. В Китае полномасштабная установка по остекловыванию отходов с высоким содержанием благородных металлов сооружена в 1995г на площадке в Сычуане [95]. В России в 1987 г. на заводе РТ – 1 ПО «Маяк» пущен первый опытно – промышленный цех остекловывания высокоактивных отходов с керамическим плавителем ЭП–500. В 1988г электропечь была остановлена из-за выхода из строя системы токоподводов к электродам. В 1991г была пущена в эксплуатацию вторая электропечь ЭП–500, которая проработала в непрерывном режиме до 1997 года. В 2001 году введен в эксплуатацию третий плавитель ЭП–500. За время эксплуатации переработано более 17 тыс. м³ жидких ВАО, получено более 3 тысяч тонн стекла с общей радиоактивностью около 500 млн кюри, направленных на хранение. Готовое стекло сливают в бидоны объемом 200 л, которые загружают в пеналы (по три), заплавляют сваркой и транспортируют в хранилище, которое предусмотрено для остеклованных отходов с максимальным тепловыделением 5 кВт/м³. Хранилище разбито на 7 отсеков, имеющих автономную вентиляцию. В каждом отсеке 338 гнезд (стояков). Каждое гнездо рассчитано на два пенала. В первом отсеке 13 контрольных стояков, куда помещают пеналы для контроля их герметичности. Удельная активность получаемого стекла – 200-600 Ки/л [95].

Минералообразование. В качестве наиболее радиационноустойчивых матриц в настоящее время рассматривают керамические материалы на основе титанатов (синрок), цирконатов, фосфатов (голландит, BaAl2Ti6O16, перовскит, CaTiO3, цирконолит, пирохлор CaZTi2O7). Синтетические фосфатные минералы церия, иттрия, лантана, тория также пригодны в качестве матриц. Скорость их выщелачивания в 1000 раз ниже, чем боросиликатных стекол. Цирконийфосфат натрия NaZr2(PO4)3 (NZP) также является одним из потенциальных материалов для матриц. Одним из главных требований к новым матрицам является наличие технологии их синтеза. Можно выделить следующие перспективные направления синтеза: холодное прессование – спекание (США), горячее прессование (Австралия), плавление с последующей кристаллизацией, самораспространяющийся высокотемпературный синтез СВС (Россия) [90-95].