Моделирование процесса электрохимической дезактивации поверхности графита
| Parent link: | Известия вузов. Ядерная энергетика № 3.— 2019.— [С. 154-166] |
|---|---|
| Corporate Author: | |
| Other Authors: | , , , , |
| Summary: | Заглавие с экрана Облученный графит уран-графитовых реакторов, являющийся радиоактивным отходом, образуется в процессе вывода из эксплуатации ядерных реакторов. В работе приведены результаты моделирования, выполненные для оценки возможности и основных параметров метода электрохимической дезактивации для обработки облученных графитовых деталей. Такая обработка позволяет снижать активность за счет удаления радионуклидов из наиболее загрязненного поверхностного слоя. Графит предлагается использовать в качестве анода при электрохимической дезактивации от радиоактивных металлов. Метод позволяет дезактивировать графитовые отходы в виде втулок и колец без существенного увеличения объема вторичных радиоактивных отходов. Сформулирована одномерная математическая модель процесса электрохимической дезактивации, описывающая процессы окисления радионуклидов металлов, находящихся в поверхностном слое облученного реакторного графита, диффузии и электромиграции ионов радионуклидов от анода к катоду. Приведены результаты расчета скорости удаления радиоактивного цезия с поверхности облученного ядерного графита в зависимости от напряжения на аноде и температуры внутри электролитической ячейки. Показано, что максимальная скорость дезактивации достигается при минимальном межэлектродном расстоянии, температуре, близкой к температуре кипения электролита, и максимально возможном напряжении. В частности, при L = 0,5 см, T = 90°C, E = 10 В расчетное время удаления 137Cs составляет 0,6 мин. После экспериментального подтверждения результатов расчета разработанная модель может быть использована для определения эффективности существующих технологических систем по электрохимической дезактивации металлических РАО при использовании различных вариантов конструкций анодов из облученного графита. Irradiated graphite of uranium:graphite reactors, which is a radioactive waste, is formed during the decommissioning of nuclear reactors. The paper presents the results of modeling performed to assess the potential and basic parameters of the electrochemical decontamination method for processing irradiated graphite parts. This treatment makes it possible to reduce activity by removing radionuclides from the most contaminated surface layer. Graphite is proposed to be used as an anode for electrochemical decontamination from radioactive metals. This approach ensures processing a part of graphite waste in the form of bushings or rings without significant additional generation of radioactive waste. A one:dimensional mathematical model of electrolytic decontamination is proposed, which describes the oxidation processes of metal radionuclides in the surface layer of irradiated reactor graphite, diffusion and electric migration of radionuclide ions from the anode to the cathode. The rate of removing radioactive cesium from irradiated graphite is calculated depending on the anode voltage, the interelectrode gap and the temperature inside the electrolytic cell. The optimal parameters of electrolytic deactivation of irradiated graphite are determined for removing 137Cs radionuclide. It has been shown that it is advisable to carry out the processing at the minimum possible interelectrode gap, the temperature close to the boiling point of the electrolyte and the maximum possible voltage. In particular, at L = 0.5 cm, T = 90°C, E = 10 V removal rate of 137Cs is 0.6 min. The obtained results could be used in conducting experiments aimed at creating a technology for electrolytic deactivation of irradiated graphite and developing electrolysis units for processing radioactive waste. After experimental verification of the calculation results, this mathematical model can be used for determining the efficiency of existing technological systems for electrochemical decontamination of metallic radioactive waste using various design options for irradiated graphite anodes. |
| Published: |
2019
|
| Subjects: | |
| Online Access: | https://nuclear-power-engineering.ru/article/2019/03/14/ |
| Format: | Electronic Book Chapter |
| KOHA link: | https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=661326 |