СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ РЕАКТОРНОГО ГРАФИТА
METHOD OF PROCESSING REACTOR GRAPHITE

Изобретение относится к области экологии и охраны окружающей среды, а более конкретно к способам утилизации твердых углеродсодержащих отходов, в частности - отработанного реакторного графита АЭС, особенно в период вывода реакторов из эксплуатации.
В связи с выводом из эксплуатации уран-графитовых реакторов стоит задача переработки и утилизации графитовых элементов с надежной изоляцией содержащихся в них долгоживущих изотопов углерода 14С и других радионуклидов от окружающей среды.
Известен способ обработки углеродсодержащих отходов, при котором предварительно измельченные отходы окисляют и доокисляют в режиме беспламенного горения в потоке воздуха при температуре 620-680°С (а.с. №1718277, G21F 9/32, опубл. 1992 г.).
Недостатком способа является необходимость тонкого измельчения графита перед загрузкой в печь, что ведет к образованию радиоактивной пыли и газов и опасности их выхода в окружающую среду.
Известен также «Способ обработки углеродсодержащего материала» (см. патент РФ№2141076, F23G 5/00, опубл. 10.11.99 г. БИ №31), в котором с целью сжигания углерода, содержащегося в углеродсодержащем материале, удаление летучих токсичных элементов с реакторными отходящими газами в виде дыма, проводят введение материала в расплав шлака. При этом способ осуществляют при температуре от 1100 до 1400°С, а шлак представляет собой кремниевоангидридный конгломерат, включающий оксид железа и по меньшей мере один из других оксидов, выбираемых из оксида алюминия, оксида кальция и оксида магния, причем оксид железа выполняет в шлаке функцию носителя кислорода, способствующего сжиганию углерода, содержащегося в углеродсодержащем материале, посредством реакций:
2FеО(шлак)+1/2O 2=2FeO1,5(шлак),
2FeO1,5 (шлак)+С=2FеО(шлак)+СО.
и эти реакции поддерживают за счет турбулентного движения шлака.
Недостатками способа являются:
- сложность технологического процесса обработки отходов графита, обусловленная проведением процесса в реакторе с расплавом многокомпанентного высокотемпературного шлака, причем в жидкий шлак через погруженные в него сверху трубки вдувают кислородсодержащий газ, необходимый для поддержания реакции сжигания углерода, содержащегося в углеродсодержащем материале;
- перевод углерода, содержащегося в углеродсодержащем материале, в том числе в отходах графита из реакторов, а следовательно, и долгоживущего изотопа углерода 14С, в газовую фазу в виде оксида углерода СО и 14СО, что требует специальных дополнительных мер по исключению выхода оксида углерода 14СО в окружающую среду и переводу его в форму, пригодную для длительного безопасного захоронения.
Известен и «Способ переработки отходов реакторного графита» (Патент РФ №2328786, G21F 9/32, опубл. в 2006 г.), в котором обработку проводят беспламенным горением радиоактивных углеродсодержащих отходов АЭС при температуре от 750 до 900°С в расплаве одного из карбонатов щелочных металлов или их смесей в присутствии оксида свинца. Оксид свинца вводят в расплав в количестве 1-40% от массы расплава. Образующийся восстановленный свинец может быть использован для получения оксида свинца путем его окисления кислородсодержащим газом. Способ позволяет упростить управление процессом беспламенного горения радиоактивных углеродсодержащих отходов и исключить возможность выноса радиоактивных веществ и расплава в окружающую среду.
Недостатком способа является то, что использование в качестве окислителя высокотоксичного оксида свинца ухудшается экологическая обстановка на предприятии, вводя в окружающую среду дополнительный легкоплавкий высокотоксичный элемент и его соединения.
Задачей изобретения является создание более радиационно-безопасного способа переработки реакторного графита, который ограничивает возможность перехода изотопа 14С в летучие соединения, на долю которого приходится более 90% радиоактивности графитовых элементов, расширяя тем самым набор новых более эффективных способов переработки реакторного графита.
Задача решается за счет высокотемпературной переработки реакторного графита в электродуговых печах, где реакторный графит в инертной атмосфере азота под действием электрической дуги нагревается до 2600-2650°С (2873-2923 К), что создает необходимые условия перехода радионуклидов в газообразную фазу, кроме углерода и его изотопа 14С. Одновременно с этим вакуумная система удаляет из рабочей камеры печи образуемые летучие соединения и пропускает их через систему фильтров для их улавливания.
Для нагрева графита до высоких температур предлагается применять дуговые электрические печи типа ДСП (печи с поворотным сводом). Данные установки используются в металлургии, что существенно облегчает проектирование печи для рассматриваемого способа переработки.
Сущность изобретения поясняется схемой и графиком, где на фиг. 1 представлена схема устройства, реализующего данный способ, на фиг. 2 изображены графики зависимости баланса углерода, полученные при компьютерном моделировании термодинамического нагревания реакторного графита в среде азота с вакуумным удалением газов.
3
Для высокотемпературной переработки графита предлагается использовать типовую электрическую печь емкостью 25 т с поворотным сводом. Габаритные размеры такой печи составляют: диаметр рабочего пространства - 3,42 м; глубина ванны - 0,775 м; диаметр электродов - 400 мм. Рабочий объем 7,2 м.
Устройство фиг. 1 включает кожух 1 рабочего пространства, укрепленного на несущее основание 2, свод 3, подвешенный к полупорталу 4, который вместе с электродами 5 и системой их перемещения закреплен на поворотном валу 6, опирающемся также на основание. Для загрузки графита, в виде порошка, свод поднимают затем вращением вала 6 отворачивают с электродами на угол 85°, открывая, таким образом, рабочее пространство. Для создания инертной атмосферы по газоводу 7 с помощью насоса 9 подается азот с регулируемым расходом. По огнеупорному трубопроводу 8 удаляются образующиеся летучие соединения радионуклидов, создавая вакуум в электрической печи.
Для безопасности переработки графита рассматриваемым способом необходимо печь выполнить герметичной в рабочем режиме. По ориентировочным расчетам разовая загрузка такой печи составит 25 т.
Способ осуществляют следующим образом.
В камеру печи загружают реакторный графит 10 массой 25 т в виде порошка, предварительно размолотым до размера фракций 1-2 мм, таким образом, чтобы электроды могли беспрепятственно опускаться и подниматься в рабочем пространстве печи. Далее герметично закрывается свод над рабочим пространством во избежание попадания летучих радионуклидов в атмосферу.
В печи с помощью газовода 7 рабочая камера заполняется азотом с давлением, равным одной технической атмосфере. Электроды 5 постепенно опускаются с образованием дуговых разрядов, повышая температуру в печи до требуемого значения, одновременно с этим трубопроводом 8 создается вакуум в печи порядка 0,3-0,5 атм в рабочем пространстве для удаления радионуклидов. Нагрев длится 30-35 мин, после чего электроды возвращаются в верхнюю точку (первоначальное состояние).
Следующей стадией является подача по газоводу азота с расходом 10-15 л/с в течение 5-10 мин с целью продувки камеры печи и удаления оставшихся газообразных радионуклидов для дальнейшей их фильтрации.
После этого рабочую камеру печи постепенно охлаждают до безопасной температуры 70-80°С и сдвигают свод для извлечения термически переработанного графита без радионуклидов в виде порошка с возможным частичным его спеканием.
После закладки новой порции реакторного графита циклы переработки возобновляются.
После теоретической проработки предложенного способа были проведены компьютерные расчеты по термодинамическому моделированию окисления отработанных графитовых образцов в атмосфере азота в температурном интервале 373-3373 К.
3
2
2
3
2
Результаты экспериментов показали, что при нагревании системы до температуры 2873 К углерод полностью находится в конденсированной фазе. Дальнейшее возрастание температуры в системе от 2873 до 3573 К приводит к переходу конденсированной фазы в газообразную с образованием летучих соединений CN, С, С, С и CN. В интервале 3573-4273 К наблюдается уменьшение концентрации С и возрастанию содержания CN, С, С.
Аналогично было рассмотрено поведение радионуклидов, входящих в состав реакторного графита, результаты приведены в таблице 1.
Из таблицы видно, что при температуре 2600°С (2873 К) в системе в конденсированной фазе находится только углерод и его изотопы. Информация об образующихся газообразных соединениях позволяет подобрать соответствующие системы фильтров для улавливания элементов.
Новизной изобретения является принципиально иной подход переработки реакторного графита, который позволяет удержать изотоп 14С в конденсированном виде, удаляя из него набор различных радионуклидов.
Неочевидным эффектом является использование существующих дуговых электрических печей с небольшими доработками, не конструируя и не разрабатывая новые установки. Данные печи более рационально временно устанавливать непосредственно возле АЭС, запитав от нее и минимизирую тем самым затраты и риски на транспортировку реакторного графита как вид опасных твердых радиоактивных отходов.