23 августа 2016

Краткий обзор докладов 7-го Всероссийского семинара-совещания «Система государственного учёта и контроля РВ и РАО и обращение с радиоактивными отходами»

Atomic-Energy.ru

Радиоактивные отходы (РАО) – естественные продукты жизнедеятельности предприятий атомной отрасли, поэтому к ним надо относиться как к неизбежному злу, которого нельзя избежать, но нужно и можно минимизировать, обеспечив экологическую безопасность при приемлемых затратах. К  РАО относят не подлежащие дальнейшему использованию материалы и вещества, а также оборудование, изделия,  содержание радионуклидов в которых превышает уровни, установленные в соответствии с критериями, установленными Правительством Российской Федерации. Особенно много РАО образуется при переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и снятии с эксплуатации ядерно и радиационноопасных объектов (ЯРОО). При обращении с РАО надо учитывать, что

  • все радионуклиды распадаются, но с разной скоростью: одни за месяцы и годы, другие за десятилетия, а некоторые сохраняют активность спустя многие тысячелетия; это нужно учитывать ещё на стадии первичной сортировки, что у нас раньше не делалось;
  • при монотонном снижении суммарной активности происходит увеличение массы РАО, так называемое их «разубоживание»: на каждом этапе обращения с РАО становятся радиоактивными инструменты, оборудование и реагенты, применяемые в работе,  при этом образуются вторичные твёрдые (ТРО) и жидкие (ЖРО) отходы, их масса и объём значительно больше первоначальных.

Операции по снятию объектов с эксплуатации и последующему обращению с РАО сугубо затратные, и эти затраты ложатся тяжким бременем на атомную отрасль. Некоторые считают даже, что это сделает атомную энергетику неконкурентоспособной. Можно снизить эти затраты,  совершенствуя технологии и оборудование для обращения с РАО на каждом этапе их образования, концентрируя радионуклиды, чтобы исключить на последнем этапе ЖРО и минимизировать объёмы ТРО, идущих на длительное хранение или на захоронение. Сейчас на наших предприятиях используют разные технологии дезактивации ТРО и подготовки их к передаче Национальному оператору (НО). Некоторые ТРО можно сжигать, объём других сильно уменьшить на суперпрессах. Но эти технологии не подходят для металлических ТРО, которых образуется много и при демонтаже блоков АЭС, и при утилизации атомного флота.

В последние годы выделяют большие средства на создание  мощных комплексов по обращению с РАО. Насколько эффективно они используются и можно ли добиться большего за те же деньги? Нам хотелось собрать вместе специалистов, имеющих большой опыт по обращению с РАО, чтобы  на основе их докладов провести анализ имеющихся и разрабатываемых технологий и оборудования и дать рекомендации по внедрению лучших практик.

Логично, что предложение о проведении такого обсуждения исходило от Общественного совета Госкорпорации «Росатом». На встречах с населением нам задают много вопросов о проблемах обращения с РАО, и поэтому мы должны знать о том, что и как делают на наших предприятиях для обеспечения защиты населения и окружающей среды от потенциальной долговременной опасности, исходящей от РАО.

Наше предложение поддержали А.А. Абрамов и С.Н. Брыкин и на их традиционном семинаре по учёту и контролю РВ и РАО (Санкт-Петербург, 20-24 июня 2016 г.) добавили секцию по обращению с РАО. Это прибавило хлопот Н.Н. Костенко и Ж.В. Тяжкороб, но они   помогли привлечь дополнительно 19 докладов на нашу секцию, за что мы им искренне благодарны. В решении семинара записана рекомендация Общественному совету собрать доклады, представленные на секции, и издать сборник, чтобы на всех предприятиях могли ознакомиться с  имеющимися и разрабатываемыми технологиями обращения с РАО. Не все докладчики, которых мы приглашали, сумели выступить на секции. Поэтому мы рассчитываем, что нам удастся в ближайшее время получить их доклады и включить их в сборник. Здесь же даётся только краткий обзор наиболее интересных из представленных докладов.

На первом заседании секции было представлено 9 докладов, на втором 10. 

 

Доклад «Современные технологии переработки и хранения РАО на АЭС» представил Б.С. Зиннуров (технологический филиал АО «Концерн Росэнергоатом»). Обращение с РАО на АЭС   АО «Концерн Росэнергоатом» основывалось на практике отложенных решений и сводилась к частичной переработке эксплуатационных РАО с целью сокращения их объема и хранению их в хранилищах РАО атомной станции. Значительная часть эксплуатационных РАО АЭС до настоящего времени хранится без переработки. При работе АЭС, например, на НВАЭС ежегодно образуется до 70 м3 ЖРО и 50 м3  ТРО на блок. На Кольской АЭС налажена ионоселективная очистка ЖРО до1200 м3/год, что позволяет снизить в 1000 раз количество отходов, но не решены вопросы их кондиционирования и захоронения. В этих опытах используются как природные, так и искусственные сорбенты, синтезированные в Екатеринбурге (НПП «ЭКСОРБ»). На НВАЭС работает опытная установка плазменной переработки ТРО производительностью 5000 м3/год.

Основная деятельность эксплуатирующей организации в области усовершенствования системы обращения с РАО на АЭС направлена на:

  • сооружение на каждой АЭС комплексов по переработке РАО для  подготовки их к передаче на захоронение;
  • широкое внедрение современных технологий дезактивации с целью повторного использования материалов;
  • поддержку национальных разработчиков и производителей оборудования, контейнеров, технологий по обращению с РАО, научно-инженерное и техническое сопровождение АЭС;
  • обеспечение соответствующего уровня подготовки и переподготовки персонала,  работающего с  радиоактивными отходами.

Пристанционные хранилища являются временными, не рассчитаны на длительное хранение и захоронение, и для передачи РАО на захоронение необходимо осуществить их переработку и кондиционирование на комплексных линиях. Передача  РАО АЭС для захоронения ФГУП «НО РАО» позволит  освободить пристанционные хранилища РАО для продления срока эксплуатации АЭС.

Большой объем РАО ( более 85 %), хранящихся в пристанционных хранилищах, принадлежит государству. Финансирование  работ по обращению с этими отходами планируется из ФЦП ЯРБ-2.

Основными технологиями по переработке РАО в настоящее время являются:

  • для ЖРО: упаривание, ионоселективная очистка, цементирование и битумирование;
  • для ТРО: прессование, сжигание, плавление и фрагментация.

В докладе для всех АЭС приводится перечень технологий, имеющихся и готовящихся к внедрению.

 

Доклад «Технологии плазменной переработки ТРО и электрохимической дезактивации металлических РАО в филиале «ОДИЦ» представил Б.Н. Шевченко.

Комплекс плазменной переработки предназначен для высокотемпературной переработки твердых радиоактивных отходов сложного морфологического состава низкого  и среднего  уровней активности, образующихся в процессе эксплуатации и вывода из эксплуатации блоков НВАЭС. Результатом переработки является шлаковый компаунд с высокой механической прочностью и химической стойкостью, пригодный для окончательного захоронения или долговременного контролируемого хранения при максимальной безопасности для персонала и окружающей среды. Примененный метод обеспечивает высокие коэффициенты сокращения объема отходов (до 40~70 раз), снижение объемов образующихся вторичных отходов и получение конечного продукта переработки в виде плавленого шлакового компаунда с концентрацией в нем не менее 90 % исходных радионуклидов.

Доля негорючих компонентов (строительный мусор, теплоизоляция, металлы) может достигать 40...50 %. Доля ионообменных смол не должна превышать 5 %.

На переработку направляются низкоактивные (НАО) и среднеактивные (САО) радиоактивные отходы. По объему преобладают отходы низкой удельной активности (70 ... 80 %).

Плавленый шлак представляет собой базальтоподобный монолит, где содержание оксида алюминия достигает 28 % масс.; оксида кремния – до 56 % масс.; оксида натрия – от 2,5 до 11 % масс. В плавленом шлаке надежно фиксируются также оксиды тяжелых металлов, таких как свинец, никель, медь, цинк и др. Плотность шлаков составляет 2,2 – 3,5 г/см3.

Полученные в плазменном  процессе плавленые шлаки являются чрезвычайно устойчивым к химическому воздействию материалом; скорость выщелачивания натрия, одного из самых "подвижных" элементов, из шлака в воду, в среднем, на порядок ниже подобного показателя для боросиликатных стекол и на 2 - 3 порядка ниже, чем у цементных матриц. Скорость выщелачивания большинства других элементов, в том числе тяжелых металлов, еще ниже, поэтому подобный шлаковый компаунд можно рассматривать как одно из самых совершенных средств для консервации радиоактивных элементов и неорганических токсикантов.

По сравнению с другими термическими технологиями обращения с радиоактивными отходами, прежде всего, сжиганием, технология плазменной переработки РАО обладает следующими преимуществами:

  • принципиальная необязательность предварительной сортировки поступающих на переработку отходов;
  • высокая степень уменьшения объема первичных отходов;
  • преобразование отходов в наиболее безопасную форму (шлак), химически устойчивую к агрессивным воздействиям;
  • экологическая безопасность процесса, факторы воздействия которого на окружающую среду, в т.ч. состав и количество газовых выбросов в атмосферу, удовлетворяют самым высоким современным требованиям;
  • подконтрольность уровня радиоактивности получаемого шлака и возможность его надежной изоляции путем компактного захоронения в стандартных бетонных или металлических контейнерах;
  • возможность переработки отходов со сравнительно высоким содержанием неорганических компонентов, в том числе, суперкомпактированных и предварительно прессованных отходов;
  • возможная компактность размещения технологического оборудования и, соответственно, незначительная потребная площадь производственных помещений, в сравнении удельных показателей;
  • сравнительно невысокие удельные капитальные и эксплуатационные затраты на единицу массы переработанных отходов.

Установка электрохимической дезактивации предназначена для дезактивации фрагментов из нержавеющей и углеродистой стали. В её основе лежит явление анодного растворения поверхностного слоя металла (катод- корпус ванны, анод- металл).

Оборудование установки позволяет перед проведением электрохимической дезактивации провести очистку фрагментов от механических, жиро-масляных, лако-красочных и иных загрязнений. В составе установки имеется ванна для смыва лакокрасочного покрытия органическими растворителями, щелочной отмывки поверхности от масла или иных загрязнений.

В составе установки имеются системы безопасности. Установка оснащена системой сдувки водорода из ванны дезактивации с последующим дожиганием его на каталитических дожигателях. Имеющиеся датчики водородомеры не позволяют  образовываться взрывоопасной смеси водорода с кислородом воздуха как в ванне дезактивации,  так и в отводящей воздушной магистрали.

Установка разработана специалистами ОАО «ВНИИАЭС»  в 2006 г. и введена в опытно - промышленную эксплуатацию в 2009 г.  В 2016 году специалистами ОДИЦ  дезактивировано 12,5 тонн фрагментов оборудования из нержавеющей стали.

 

Доклад «Технология ультразвуковой и электрохимической дезактивации металлических РАО» (ООО «Александра- Плюс», АО «НИКИЭТ», СПбГТИ) был разбит на две части. Сначала Н.М. Лебедев рассказал об использовании ультразвука (УЗ) для очистки загрязнённых металлических поверхностей от химических и радиоактивных загрязнений. Он отметил, что от 8 до 15 тыс. т  металлических РАО (МРО) образуются при выводе одного блока АЭС. Большинство загрязнений — в поверхностной плёнке: продукты коррозии, отложения и т. п. (150—200 мкм). Удаление продуктов коррозии и поверхностных загрязнений в растворах кислот и щелочей многократно усиливается при воздействии УЗ, кавитация ускоряет жидкостные процессы. Для этого нужны большие ультразвуковые  ванны с сильной кавитацией. Такие установки производит  предприятие «Александра-Плюс» в г. Вологда. Их пьезокерамические УЗ излучатели эффективны и надёжны, а введение системы в резонанс  усиливает эффект. Он привёл примеры использования их установок для дезактивации МРО на Калининской, Нововоронежской и Балаковской АЭС.  За 5 лет работы в основном в две смены на Калининской АЭС заменили всего 25% УЗ-_излучателей.

Опыты на их установке, проведённые О.А. Голосовым на Белоярской АЭС, показали, что  использование УЗ при химической дезактивации ускоряет процесс в 40 раз и позволяет снизить активность на четыре порядка и достичь уровня, при котором металл может использоваться без ограничений. Их УЗ-установки используются в разных отраслях в России и за границей, в том числе в металлургии  на кристаллизаторах для снижения трения и улучшения качества поверхности и структуры металла; для очистки баков и сборочных единиц ракет Протон-М и Союз-2; для интенсификации процесса десорбции урана с ионообменных смол, увеличения извлечения урана в десорбат и снижения расхода реагента. Созданы и успешно используются в Казахстане установки для интенсификации выщелачивания урана в скважинах и очистки руды и т.д. А знаменитая компания «ИРКУТ» закупила недавно автоматизированную комплексную промышленную установку с совмещённой УЗ+ЭХ технологией очистки\ деталей самолёта МС-21 перед нанесением защитного покрытия.

Вторую часть доклада об опытах по сравнению химической, ультразвуковой, электрохимической и совмещённой УЗ+ЭХ дезактивации, проведённых в СПбГТИ, ПИЯФ им. Б.П. Константинова, ЭКОМЕТ-С и Ленинградском отделении ФГУП «РОСРАО», представил В.А. Доильницын (СПбГТИ). Результаты этих опытов уверенно показали возможность достижения более высокой  степени дезактивации за более короткое время. Использование широко применяемых растворов электролитов (однованные, многованные способы) с совмещением ЭХ- реакций и УЗ- интенсификации приводит к снижению рабочих концентраций и параметров проведения технологического процесса. Важные требования – высокая проводимость растворов, отсутствие опасных реакций и токсичных продуктов, желательно – минимальное участие химических дезактивирующих агентов в электродных реакциях. Необходим подбор дезактивирующих растворов (стандартных и новых) с учетом удобства их дальнейшей регенерации, переработки и минимизации объемов вторичных РАО.

При выводе из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов происходит наиболее интенсивное образование металлических отходов, загрязненных радиоактивными веществами.

 Значительная их часть может быть классифицирована как металлические радиоактивные отходы (МРО), требующие захоронения:  ОНРАО, НАО и САО (0,3 – 104 кБк/кг).

Перевод МРО из класса III в IV (снижение стоимости захоронения на 100 тыс. руб. за м3) или их полный вывод из-под санитарно-эпидемиологического контроля (снижение стоимости захоронения на138 тыс. руб. за м3) может оказаться выгодным, если:

объем вторичных отходов, приведенных в соответствие с критериями приемлемости, значительно ниже объема исходных МРО (с учетом возможного компактирования МРО);

стоимость дезактивации МРО и захоронения вторичных отходов значительно меньше разности тарифов.

Коэффициенты дезактивации, достигнутые совмещённой УЗ+ЭХ технологией, и проведённая оценка их стоимости позволяют утверждать, что эта технология даёт возможность передать в неограниченное использование значительную часть накопленных МРО  и может быть экономически эффективной.

 

Доклад «Специализированный инструмент для дистанционного обращения с ОЯТ и РАО в труднодоступных и опасных местах» (АО «НИКИЭТ» и НПП «Альфа-Диагностика») представил А.П. Васильев. В ближайшие годы будет возрастать объем работ по обращению с ОЯТ и РАО при выводе из эксплуатации и реабилитации объектов ядерного наследия. Одним из таких объектов является губа Андреева, где в блоках сухого хранения (БСХ) находится более 30 лет топливо около ста реакторов АПЛ. Там же расположены потерявшие герметичность хранилища ТРО, содержимое которых точно неизвестно. Для их обследования и выгрузки, а также для применения на других объектах атомной отрасли, были разработаны специализированные инструменты. Их применение обеспечивает радиационную  безопасность персонала, улучшает условия труда и его производительность. Потребность в подобных инструмента возникает как при работах на таких хорошо технически оснащенных объектах, как АЭС или АПЛ, так и в полевых условиях или на технически деградировавших объектах.

Комплекс «Поиск-2»  предназначен для дистанционного визуального и дозиметрического контроля и проведения работ на глубинах до 8 м. Он состоит из состыкованных дюралевых штанг длиной 1 или 2 м диаметром 42 мм. Существенным его отличием от аналогичных инструментов является использование в нём пневмосистемы, состоящей из переносного компрессора, пневморесивера и инструментальных насадок, в т.ч. механических захватов, грейферов, вакуумных пробоотборников и т.д. Кроме визуального и дозиметрического контроля можно проводить:

  • отбор проб, установку и извлечение образцов - свидетелей;
  • диагностику с помощью различных датчиков (температура, давление, газоанализ);
  • извлечение предметов, сбор просыпей;
  • механическое воздействие с помощью различных обрабатывающих насадок.

Специфические условия выполнения данных работ предъявляют особые требования к инструменту, к числу которых можно отнести:

  • компактность и небольшой вес;
  • возможность выполнения всех манипуляций одним человеком;
  • наличие автономного питания и малое время приведения в рабочее состояние;
  • высокая стойкость к воздействию специфических факторов (радиационная стойкость, коррозионная стойкость, герметичность и т. д.).

Манипулятор дистанционный инструментальный (МДИ) для визуального и дозиметрического обследования контейнеров и ячеек БСХ, извлечения крупных предметов и сбора топливной просыпи, а также очистки стенок и дна контейнеров и ячеек с одновременным отсосом пыли в специальный сборник, удаляемый дистанционно с помощью пневмопривода.

Установка МДИ состоит из трех модулей:

Модуль очистки  предназначен для контроля интенсивности гамма-излучения во внутреннем объеме ячейки, осмотра внутреннего объема, дна и боковой поверхности ячейки на экране монитора с помощью цветной видеокамеры с трансфокатором и очистки боковой поверхности ячейки и её дна.

Модуль извлечения  предназначен для извлечения обнаруженного предмета массой до 15 кг с помощью пневматического схвата специальными насадками.

Модуль удаления просыпи  предназначен для сбора крупной просыпи топливной композиции со дна ячейки с помощью клеевых захватов и сбора мелкой просыпи топливной композиции и поверхностной грязи с помощью отсоса разрежающим насосом.

Дистанционный инструмент для работы в водной и воздушной средах технологических шахт БАЭС (диаметр 800 мм, глубина до 20 м), в т. ч. визуальное и дозиметрическое обследование шахты с архивацией данных, извлечение длинномерных радиоактивных изделий массой до 500 кг, извлечение мелких предметов массой до 10 кг,      в том числе соединенных между собой проволокой и находящихся на разных высотах.

В настоящее время технологические шахты (ТШ) остановленных блоков Белоярской АЭС фактически превратились в хранилища РАО, в том числе высокоактивных. Здесь находятся пеналы с облученным графитом с просыпями ОЯТ, а также различные длинномерные изделия, большей частью в виде труб. Радиационная обстановка над ТШ при снятой крышке до 7,2 мЗв/ч, что предопределяет необходимость разработки соответствующих технологий для обращения с РАО.

Управление работой дистанционного инструмента осуществляется с пульта управления оператором, находящимся вне зоны действия радиации. Этот инструмент существенно сокращает дозозатраты персонала при выполнении работ по извлечению длинномерных и мелких предметов из технологических шахт и позволяет отказаться от использования массивных манипуляторов.

В настоящее время (2015-2016 г.г.) он используется для разборки технологической шахты первой очереди Белоярской АЭС.

Компактная установка видеорегистрации и гамма-сканирования для определения состояния ОТВС при их выгрузке из ячеек БСХ или других объектов хранения.

Просмотренные аналоги гамма-сканирующих устройств, применяющиеся в стационарных условиях при наличии толстых бетонных стен и прочих громоздких приспособлений, в данном случае оказались неприемлемыми. Необходимо было спроектировать новую установку гамма-сканирования для диагностики состояния ОТВС в процессе их выгрузки из ячеек БСХ с использованием в значительной степени стандартного флотского перегрузочного оборудования.

Методика диагностики состояния ОТВС в процессе их выгрузки из ячеек БСХ основана на проведении измерений распределения гамма-излучения по высоте ОТВС, сравнении полученных данных с эталонными распределениями (характерными для ОТВС, не имеющих повреждений,) и использовании информации об отклонениях от эталонных распределений для классификации выгруженных ОТВС.

В базу данных заносится также информация от системы видеорегистрации (СВР), состоящей из трех видеокамер, расположенных равномерно по окружности ниже гамма-детекторов, и предназначенной для регистрации заводской маркировки и внешнего вида ОТВС непосредственно при выгрузке. Данные СВР вместе с результатами гамма-сканирования необходимы при классификации извлеченных сборок для выбора типа упаковки, в которую должна быть загружена данная ОТВС.

Помимо БСХ в губе Андреева, данная установка может быть использована и на других работах при выгрузке ОЯТ, например, из хранилищ плавучей технической базы (ПТБ) «Лепсе», где находится топливо 11 активных зон реакторов, в разное время эксплуатировавшихся на атомных ледоколах «Ленин», «Арктика» и «Сибирь». Учет фактического состояния топлива позволит в значительной мере упростить разработку транспортно-технологической схемы обращения с ОЯТ.

 

Доклад «Производство стали и сплавов с использованием дезактивированного лома из нержавеющих сталей», представленный Г.А. Филипповым (ФГУП «ЦНИИЧермет»). стал украшением  первого заседания секции. В нём были рассмотрены различные  технологические варианты использования дезактивированных металлических лигатур (ДМЛ) в металлургии, в том числе:

  • способы введения ДМЛ в жидкий расплав;
  • использование ДМЛ для повышения качества сталей массового назначения;
  • разработка новых марок сталей с повышенным уровнем потребительских свойств на основе  ДМЛ;
  • рециклинг высоколегированных сталей и сплавов для нужд атомной энергетики;
  • оценка экономической эффективности использования ДМЛ.

Предложены технологические варианты использования ДМЛ в металлургии: создание низколегированных сталей массового применения, легированных марок сталей и высоколегированных коррозионностойких и жаропрочных марок сталей. При использовании ДМЛ для повышения качества сталей массового применения, в т.ч. арматурных, допустимые содержания никеля и хрома не более 0,3%.  Степень разбавления 99,7% (не более 3 кг чистого легирующего элемента на 1 т стали или с учетом среднего содержания в ДМЛ ~15%  не более 20 кг/т, следовательно из одной тонны ДМЛ можно получить 50 т качественной стали, используемой для производства арматуры, водопроводных труб, мостовых сооружений и т.д.). Вот он- верный путь превращения отходов в доходы!

Радиационный контроль представленных шихтовых материалов показал, что удельная активность готового металла составила 35 Бк/кг, при допустимой для неограниченного использования материала активности по вышеуказанному  стандарту–300 Бк/кг. Таким образом, полученный металл, с точки зрения остаточной радиоактивности, полностью соответствует санитарным нормам и имеет неограниченное применение

В Институте качественных сталей разработаны нержавеющие азотосодержащие стали легированные кремнием Cr-Ni-Mo-Si, Cr-Mn-Ni-Mo-Si, стойкие против локальных видов коррозии (типа ЭП995, ЭП996, ЭК7 и др). В настоящее время предложена нержавеющая сталь для теплообменных труб парогенератора РУ «БРЕСТ-ОД-300» марки ЭП302м (Ni ~10%). Впервые изготовлены холоднокатаные трубы 18х3 мм  длиной 33 м («ТМК-ИНОКС»). Схема производства – АО МЗ «Электросталь» - АО «ВТЗ» - АО «ТМК-ИНОКС» - цеха труб.

Составляющие экономической эффективности: новые качественные характеристики продукции и экономия дефицитных дорогостоящих легирующих элементов.

 

В докладе «Создание пунктов захоронения радиоактивных отходов: современное состояние, проблемы и перспективы»  (Е.А. Лаптев, ФГУП «НО РАО») представлены основные направления работ ФГУП «НО РАО, в том числе:

Работы по созданию подземной исследовательской лаборатории для изучения возможности захоронения РАО 1 и 2 класса (Красноярский край, Нижне-Канский массив).

Создание пунктов захоронения твердых РАО 3 и 4 класса:

  1. г. Новоуральск, Свердловская обл.
  2. г. Северск, Томская обл.
  3. г. Озерск, Челябинская обл.
  4. г. Сосновый Бор, Ленинградская обл.

Эксплуатация пунктов захоронения жидких радиоактивных отходов (5 класс).

Проводится выбор перспективных участков для размещения ПЗРО 3 и 4 классов в  Сосновом Бору. Необходимость выбора альтернативной площадки обусловлена рассмотрением возможности использования иного типа конструкции, более экономически выгодного, но без потери характеристик, обеспечивающих безопасность ПЗРО. 

Актуальной является проблема взаимодействия с региональными властями:

  • Отсутствие законодательного закрепления процедуры взаимодействия и принятия решения  регионами;                        
  • Отсутствие унифицированной формы принятия решения о размещении объекта;
  • Отсутствие фиксированных сроков  рассмотрения возможности и принятия решения.

Поэтому необходимо установление на законодательном уровне унифицированного порядка принятия решения о размещении ПЗРО.

 

Доклад « Система обращения с РАО на ОДЦ по переработке ОЯТ»   (А.В. Леконцев ФГУП ГХК).

Цель создания ОДЦ на ФГУП «ГХК» – промышленная демонстрация возможности экологически безопасного и экономически эффективного решения проблемы накопления ОЯТ.

Цель будет достигнута при:

  • Обеспечении безопасности переработки ОЯТ (ядерная, радиационная, пожаровзрывобезопасность).
  • Отсутствии негативного экологического воздействия .
  • Экономической эффективности переработки ОЯТ.

Задачи пускового  комплекса ОДЦ:

  • отработка новых технологий по обращению с ОЯТ реакторов на тепловых и быстрых нейтронах;
  • адаптация новых технологий переработки ОЯТ энергетических реакторов на быстрых и тепловых нейтронах к промышленному применению в условиях строгих требований к обеспечению ядерной и радиационной безопасности, а также в конкурентных условиях мирового рынка обращения с ОЯТ;
  • исследование свойств топливных композиций и конструкционных материалов различных видов ОЯТ с целью определения сроков его максимального хранения и технологии дальнейшей переработки;
  • разработка технологий фракционирования ВАО, в том числе для дальнейшего извлечения из них радиоизотопов в коммерческих целях.

2020 год  –  ввод ОДЦ в эксплуатацию в полном развитии производительностью до 250 т ОЯТ/год. Выдача исходных данных для крупномасштабного коммерческого завода по  переработке ОЯТ.

В результате переработки ОТВС ВВЭР-1000, в соответствии с актуализированными исходными данными АО «Радиевого института им. В.Г. Хлопина», на ОДЦ будут образовываться следующие РАО:

  • твердые радиоактивные отходы категории ВАО – 406 кг/т ОЯТ;
  • остеклованные РАО категории ВАО – 0,087 м3/т ОЯТ;
  • цементированные РАО категории САО – 3,1 м3/т ОЯТ.

РАО, отверждённые в соответствии с разработанными техническими условиями, представляют собой упаковку, годную для хранения, транспортирования или изоляции, удовлетворяющую требованиям Федеральных норм и правил для отходов своего класса.

Принятая технологическая схема позволит значительно уменьшить объёмы образующихся твёрдых РАО, а также полностью исключить образование и сброс жидких радиоактивных отходов в окружающую среду, присущих в настоящее время радиохимическим производствам.

Поэтапный ввод ОДЦ в эксплуатацию позволит контролировать безопасность производства и реализовать минимально возможный уровень воздействия на окружающую среду.

 

Доклад «Вывод из эксплуатации комплексов с промышленными уран-графитовыми реакторами АО «ОДЦ УГР»   (В.С. Загуменнов,  АО «ОДЦ УГР»).

АО «ОДЦ УГР» создан 24 сентября 2010 года как базовое предприятие по выводу из эксплуатации ОИАЭ.

Цель деятельности - разработка унифицированных технологий по выводу из эксплуатации объектов использования атомной энергии и выполнение практических работ по выводу из эксплуатации однотипных объектов. Численность составляет ~400 человек.

В состав АО «ОДЦ УГР» входят специализированные подразделения, выполняющие КИРО и практические работы по ВЭ. База для деятельности – две промышленные площадки АО «ОДЦ УГР» с пятью остановленными ПУГР.  В комплекс ПУГР входят:

Реакторная установка, электростанция, хранилища РАО, бассейны выдержки ОЯТ, инженерные сети и коммуникации, вспомогательная инфраструктура.

Нормативно-правовое обеспечение проекта:

2008

«Концепция вывода из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников и пунктов

хранения»,  утвержденная Генеральным директором Госкорпорации «Росатом» 30.01.2008 г.

2009

«Концепция вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов по варианту

безопасного  захоронения на месте», утвержденная 28.12.2009 г. и введенная Приказом

Генерального директора Госкорпорации «Росатом» в 2010 г.

2011

Федеральный закон от N 190-ФЗ от 2011г. «Об обращении с радиоактивными отходами…»

2011

«Локальная объектовая концепция вывода из эксплуатации ПУГР ОАО «СХК» по варианту

«Радиационно-безопасное захоронение на месте» с ТЭО», утвержденная директором Дирекции

по ядерной и радиационной безопасности Госкорпорации «Росатом»

2012

Постановление Правительства РФ от 19.10.2012г. N 1069 «О критериях отнесения твердых, жидких

и газообразных отходов к РАО, критериях отнесения РАО к особым РАО и к удаляемым РАО и

критериях классификации удаляемых РАО».

Обоснование выбора варианта вывода из эксплуатации:

  1. Данные по активности и радионуклидному  составу РАО, накопленных в остановленных ПУГР.
  2. Результаты расчетов трудо- и дозозатрат на выполнение работ по выводу из эксплуатации ПУГР по вариантам «захоронение на месте» и «ликвидация».
  3.  Условия размещения. Все ПУГР РФ размещены на промышленных площадках совместно с комплексами ОИАЭ, включающих ядерные установки, пункты хранения и захоронения  РАО, образовавшихся в процессе выполнения военных программ.
  4. Результаты анализа мирового опыта и современного уровня научных знаний в области обращения с реакторным графитом.
  5. Размещение графитовых кладок ПУГР ниже уровня земли.

Анализ этой информации позволил сделать вывод о том, что вариант «захоронения на месте» является обоснованным с позиций минимизации негативного экологического воздействия на персонал и окружающую среду и экономических затрат на вывод из эксплуатации.

Результаты проведённых НИОКР:

  1. Разработан состав барьерного материала на основе механоактивированной смеси природных глин и технологии бесполостного заполнения;
  2. На основании результатов расчетной оценки подтверждено, что прогнозируемая удельная активность радионуклидов составляет 10-3 Бк/кг, исключая С-14 и Cl-36, в месте разгрузки водоносного горизонта в реку Томь (время моделирования 10 000 лет);
  3. Подтверждено, что при любом сценарии эволюции событий не прогнозируется превышение УВ наиболее мобильных радионуклидов С-14 и Cl-36.

На основании данных исследований, обосновывающих безопасность ВЭ по сценарию «Захоронение на месте», разработан проект вывода из эксплуатации и получена лицензия на выполнение работ по выводу из эксплуатации ПУГР ЭИ-2.

В результате выполненных работ по выводу из эксплуатации ЭИ-2:

  • Разработана и утверждена концепция вывода из эксплуатации ПУГР по варианту «Захоронение на месте».
  • Выполнено обоснование безопасности вывода из эксплуатации ПУГР по варианту «Захоронение на месте».
  • Созданы технологии ВЭ ПУГР по варианту «Захоронение на месте» (барьерный материал и технология заполнения полостей реакторной установки).
  • В соответствии с проектом выполнены работы по созданию пункта консервации особых РАО.

Созданы защитные барьеры:

  • под графитовой кладкой – 22 м;
  • над графитовой кладкой – 13 м;
  • по периметру графитовой кладки – 22 м;

Объем засыпанного барьерного материала   ~ 40 000 м3

Принятие решения по выбору варианта ВЭ каждого ОИАЭ требует индивидуального подхода с учетом типа объекта, состава и количества РАО, геологических и гидрогеологических характеристик района размещения.

В рамках международного опытно-демонстрационного центра, созданного на базе АО «ОДЦ УГР»  для опытной демонстрации различных аспектов обращения с графитом возможно проведение работ по следующим направлениям:

  • обоснование и выбор вариантов обращения с облученным графитом;
  • опытная отработка технологии безопасного извлечения графита из хранилищ и кладок УГР, включая выявление и оценку опасных и вредных факторов;
  • разработка/совершенствование технологий переработки облученного графита (дезактивация графита, сжигание, плазменные методы и др.);
  • разработка методов сортировки, упаковки, характеризации, перевозки  графитовых отходов в контейнерах различных типов;
  • анализ и решение проблем длительного хранения (захоронения) графитовых отходов, в том числе создание защитных барьеров безопасности.

Апробированные при ВЭ ПУГР ЭИ-2 технологии будут тиражироваться при выводе из эксплуатации других ПУГР по варианту «захоронение на месте» на предприятиях отрасли: АО «ОДЦ УГР» (Северск, Томская обл.), ФГУП ПО «Маяк» (Озерск, Челябинская обл.), ФГУП «ГХК» (Железногорск, Красноярский край).

Дальнейшее развитие технологий по ВЭ уран-графитовых реакторов по варианту «ликвидация» связано с отработкой технологий по обращению с облученным графитом и выполнением  практических работ на  Белоярской АЭС, Билибинской АЭС; Курской АЭС; Ленинградской АЭС, Смоленской АЭС и графитовых реакторах советского дизайна.

Накопленный опыт АО «ОДЦ УГР» может быть применен при ВЭ ВВЭР, ИР, критсборок, пунктов хранения РАО. Проводимые на площадке НИР позволят разработать барьерные материалы захоронения РАО, содержащих облученный графит.

 

Два доклада «Технологии и практика переплавки радиоактивно загрязненных металлов» и «Переработка жидких РАО» представила компания ЗАО «ЭКОМЕТ-С» (П.И. Черемисин, Ю.А. Сдержиков).

Основной деятельностью ЭКОМЕТ-С является оказание услуг по переработке и утилизации металлических РАО в целях уменьшения объема ТРО, направляемых на захоронение, и возврата металла в промышленность для неограниченного использования. Переработкой металлических РАО в мире занимаются специализированные частные компании, способные решать весь комплекс вопросов по обращению с металлическими РАО и успешно конкурировать с государственными предприятиями.

Большинство западных специализированных предприятий используют переплавку металлические РАО в качестве основной технологической стадии без предварительной глубокой дезактивации, обеспечивающей получение металла, пригодного для свободного неограниченного использования. После переработки металлических РАО получается металл, пригодный, в основном, для ограниченного использования в атомной энергетике и промышленности.  В Западной Европе отсутствует спрос на выведенный из ядерного сектора «чистый» металл, полученный в результате переработки металлических РАО.

Переработка металлических РАО, накопленных и образующихся в ядерном секторе, – экологически безопасный, общественно значимый,  стабильный, имеющий перспективу развития вид деятельности.

ЭКОМЕТ-С разработана комплексная технология переработки и утилизации, позволяющая:

  • значительно сократить объем металлических РАО, направляемый на захоронение (в 8-20 раз);
  • вернуть значительную часть металла в промышленность для неограниченного использования;
  • существенно уменьшить суммарные затраты на  переработку и захоронение ТРО.

Технология основана на использовании на заключительной стадии переработки способа переплавки и полностью соответствует действующим  нормативным документам федерального уровня.

Характеристики комплекса ЭКОМЕТ-С:

Проектная мощность: 5000 тонн в год.

Радионуклидный состав перерабатываемых металлических РАО: радионуклиды естественного и техногенного происхождения.

Исходные уровни загрязненности отходов: до 0,3 мЗв/ч.

Остаточные уровни загрязненности металла после переработки, направляемого в промышленность для неограниченного использования:

  • удельная активность: не более 0,3 Бк/г по Со-60,
  • уровень мощности дозы гамма-излучения: 0,2 мкЗв/ч.

Количество вторичных радиоактивных отходов: 5÷10 % от исходного количества  перерабатываемых металлических РАО.

Выбросы в окружающую среду радиоактивных и вредных химических веществ:  не более 3 % от проектных значений.

Производственная площадь: 3000 м2.

В состав комплекса входят: отделения приемки и фрагментации, дезактивации и переплавки металлических РАО, участки входного, промежуточного и выходного радиационного контроля

Основные преимущества обращения с металлическими РАО с применением технологии переплавки:

  • обеспечивает выполнение требований нормативных документов по контролю за наличием и уровнем нефиксированного (снимаемого) радиоактивного загрязнения поверхности материалов и изделий, предназначенных для использования в хозяйственной деятельности;
  • позволяет удалить бета- и альфа- активные радионуклиды (стронций, уран, плутоний, америций), радиометрический контроль которых затруднен и практически невыполним в труднодоступных местах, с металлических отходов в контролируемых условиях;
  • позволяет исключить попадание металлического лома, загрязненного  бета- и альфа- активными радионуклидами, на металлургические предприятия;
  • позволяет исключить загрязнение вентиляционных систем легколетучими радионуклидами;
  • позволяет исключить образование РАО в условиях металлургических предприятий;
  • позволяет получать в качестве конечной продукции шихтовые слитки металла с равномерным распределением оставшихся радионуклидов по всему объему, что существенно упрощает и повышает надежность радиометрического контроля;
  • шихтовые слитки, передаваемые на повторное использование в качестве вторичного сырья, имеют более высокую стоимость по сравнению со стоимостью металлического лома в любом другом виде.

Основные проблемы рециклинга  металлических РАО:

  • Отсутствует нормативно правовая база для рециклинга металлических РАО с ОИАЭ без предварительной переплавки.
  • Существующие нормативные документы и практика не обеспечивают гарантированной радиоэкологической безопасности при возврате металла с ОИАЭ в повторное использование.
  • В настоящее время практически отсутствуют аттестованные методики, позволяющие с достаточной степенью достоверности контролировать допустимые уровни поверхностной альфа-, бета-загрязненности в труднодоступных местах отходов сложной геометрической формы, в т.ч. длинномерных изделий, и при их размещении навалом.
  • Массовый рециклинг металлических РАО без предварительной переплавки на заключительной стадии обращения с ними может привести к образованию РАО на металлургических предприятиях и соответствующим неблагоприятным радиоэкологическим последствиям.

В целом, существующая технология с применением переплавки на заключительной стадии обращения с металлическими РАО обеспечивает:

  • возврат металла в промышленность для повторного неограниченного использования в виде шихтовых слитков, которые являются экологически безопасными при их любой последующей переработке;
  • повышение уровня радиоэкологической безопасности на всех стадиях обращения с металлическими РАО, вторичными ТРО и металлом, направляемым на повторное использование;
  • значительное сокращение объемов ТРО (в 8-20 раз), направляемых на долговременное хранение/захоронение (количество вторичных РАО - 3-10 % от исходного количества перерабатываемых металлических РАО) и позволяет практически исключить необходимость долговременного хранения/захоронения металлических РАО, накопленных и образующихся на объектах атомной энергетики и промышленности.

Применение переплавки на заключительной стадии обращения с отходами с получением в качестве конечной продукции шихтовых слитков металла является оптимальным и единственно экологически обоснованным в настоящее время способом решения проблемы рециклинга металлических РАО.

Предлагаем для переработки МРО больших объемов  (> 1000 т/год) среднего и низкого уровня активности на ФГУП «РАДОН» создать участок дезактивации, включающий:

  • Установку жидкостной дезактивации;
  • Установку абразивной дезактивации;
  • Установку переплавки.

Эксплуатация такого участка позволит перерабатывать практически все МРО среднего и низкого уровня активности, образующиеся при выводе из эксплуатации предприятий атомной промышленности.

Практические результаты деятельности ЭКОМЕТ-С:

  • Разработана ресурсосберегающая концепция и внедрена технология обращения с металлическими РАО, основанная на принципе обеспечения радиоэкологической безопасности на всех стадиях обращения.
  • Создана нормативно-правовая база (СанПиН, ГОСТ Р, методики) по проблеме обращения с металлическими РАО.
  • Разработана, аттестована и внедрена на объектах Росэнергоатома «Методика радиационного контроля (№45090.2В401) удельной активности  металлоотходов АЭС, размещенных в контейнере, по результатам измерения МЭД».
  • Введен в эксплуатацию промышленный комплекс по переработке и утилизации металлических отходов, загрязненных радиоактивными веществами, относящихся к категории низкоактивных твердых РАО (до 1Е+04 кБк/кг – для бета-излучающих радионуклидов, до 1Е+03 кБк/кг – для альфа-излучающих радионуклидов, до 0,3 мЗв/ч) с годовой производительностью до 5000 тонн.
  • Разработаны и сертифицированы упаковки для транспортирования низкоактивных ТРО (КТБН-3000, УКТН-24000 и др.). Имеется собственный парк спецавтотранспорта и ГПМ. Парк контейнеров обеспечивает единовременную загрузку и транспортировку до 2000 тонн низкоактивных ТРО.
  • Созданы и работают аккредитованные лаборатории аналитического и радиационного контроля.

Объем оказанных услуг по переработке и утилизации металлических РАО:

  • более 25000 тонн (> 40000 куб.м) с объектов ЯТЦ, в основном, с АЭС;
  • более 7000 тонн металлических производственных отходов с   повышенным содержанием ПРН с объектов НГК (трубы НКТ и др.).

Разработана технология и установка «СОМ» для переработки средне и низкоактивных ЖРО, образующихся на объектах Министерства обороны РФ, ФГУП «РосРАО» и «Росатом», а также для переработки ЖРО, образующихся при производственной деятельности АО «ЭКОМЕТ-С».

Требования к перерабатываемым ЖРО:

  • удельная активность – меньше 109 Бк/кг;
  • радионуклидный состав  определяется  90Sr, 137Сs, 60Со;
  • другие радионуклиды (134Сs, 54Мn, 94Nв и др.) - до 5 % от общей удельной активности;
  • солесодержание - до 15 г/л;  рН  4-10.

Основные технические характеристики:

  • Производительность – 0,5 м.куб/час;
  • РРаб.=0,6 МПа;   Tраб.=+(20÷40) 0С; 

Габаритные размеры установки – 11060 х 2140 х 2260 мм;

Масса установки- не более – 2500 кг.

Объем образования ТРО при переработке 100 м.куб ЖРО – 1,5…4 м.куб.

Модульная мембранно-сорбционная установка «СОМ» осуществляет очистку фильтрата до санитарных норм, допускающих сброс в открытые водоемы

 

Анализ рассмотренных докладов позволяет сделать важные выводы:

1. Использование уже разработанных и применяющихся технологий дезактивации существенно (в десятки раз) уменьшает количество РАО и, следовательно, снижает затраты  на их захоронение;

2. Разработанная  технология производства стали и сплавов с использованием дезактивированного лома из нержавеющих сталей позволяет экономить дефицитные дорогостоящие легирующие элементы и получать из отходов доходы, используя этот лом как в металлургической, так и в атомной отрасли.

Необходимо рассмотреть и сравнить различные варианты дезактивации МРО, их трудоёмкость и стоимость, количество и состав вторичных РАО, стоимость их захоронения и суммарные затраты, чтобы оценить возможное снижение затрат при проведении этих работ по сравнению с захоронением первоначальных РАО. Единого варианта дезактивации не получится. Всё зависит от наличия на предприятии уже освоенной технологии, имеющихся специалистов и типа МРО.

Использование ультразвуковой дезактивации является универсальным решением, применимым для самых сложных и громоздких узлов и установок, особенно при сочетании, как это подтверждено на практике, с электрохимией. Возможно и дополнение переплавкой металла в некоторых случаях.

Эта сочетанная технология должна быть дополнена ионоселективной очисткой образовавшихся ЖРО с применением природных и синтезированных сорбентов. Для всех типов сорбентов необходимо провести по единой методике в нескольких лабораториях сравнение не только по величине коэффициента снижения активности ЖРО, но и по скорости выщелачивания радионуклидов из сорбентов, заключённых в цементную матрицу.

Желательно, чтобы ВНИИАЭС, РосРАО и НО РАО совместно создали группу независимых экспертов, которая должна подготовить программу проведения предложенных работ и сравнения их результатов для выработки рекомендаций в программу обращения с РАО. Это необходимо, чтобы внедрять на предприятиях уже имеющиеся лучшие практики и быстрее начать  их применение для снижения затрат на обращение с РАО.

И в заключение обращение к авторам докладов, представленных на семинар, и к тем, кто, прочитав этот обзор на сайте Российского атомного сообщества, захочет представить свою работу для включения в сборник докладов, который мы должны подготовить и издать согласно рекомендации оргкомитета семинара.

Многие авторы прислали только презентации. Опыт подготовки этого обзора показал, что можно использовать презентацию, дополнив её текстовыми комментариями к  слайдам, как это делает автор при выступлении. Подготовка авторами таких комментариев менее трудоёмка, чем написание доклада и, к тому же, не требует прохождения тех процедур, как при оформлении доклада.

Свои комментарии и замечания к этому обзору, а также предложения и дополнения к вашим докладам для включения их в сборник, просьба присылать членам Общественного совета:

Васильеву Альберту Петровичу avasiliev@nikiet.ru  тел./факс 499 788 2005, моб.915 466 6520;

Муратову Олегу Энверовичу  oleg.muratov@twell.ru  моб. 911 920 2259