В ходе эксплуатации атомных реакторов на АЭС России и Украины накоплен большой объем кубовых остатков. Емкости для их хранения практически на всех станциях заполнены на 70% и более. Методы отверждения таких отходов, используемые на некоторых АЭС, не могут найти широкого применения из-за отсутствия хранилищ для конечного продукта. Изменить сложившуюся ситуацию может внедрение такого способа переработки кубовых остатков, который позволяет многократно сократить объем кондиционированных РАО.
Ионоселективная очистка
Кубовые остатки являются продуктом выпарки различных ЖРО, образующихся на АЭС. Они представляют собой высокосолевые растворы, загрязненные продуктами деления, радионуклидами коррозионного происхождения и различными веществами, используемыми для дезактивации оборудования и поддержания водно-химического режима. Традиционными методами переработки кубовых остатков АЭС являются цементирование и битумирование. Эти способы позволяют перевести ЖРО в достаточно инертную форму, пригодную для хранения (захоронения). Однако их использование не позволяет значительно сократить объем конечного радиоактивного продукта.
Селективная сорбция обладает неоспоримым преимуществом по сравнению с другими способами переработки кубовых остатков. Поэтому ее целесообразно использовать в качестве базового способа переработки таких отходов. Однако на АЭС «Ловиза» (Финляндия) кубовые остатки с помощью селективного сорбента очищают только от радионуклидов цезия.
Для очистки кубовых остатков практически от всех радионуклидов в ГУП МосНПО «Радон» совместно с ГП ВНИИАЭС, ЗАО «РАОТЕХ» и ЗАО «Альянс-Гамма» разработана технология ионоселективной очистки (рис. 1). В кубовых остатках кроме радионуклидов цезия присутствуют радиоизотопы стронция, кобальта, марганца и др. Они находятся и в ионной форме, и в виде различных комплексов с веществами, которые используют для дезактивации оборудования и других целей. Чтобы очистить кубовые остатки от всех радионуклидов, необходимо перевести их в ионную форму. Для этого перед сорбцией кубовые остатки подвергают предварительной обработке, которая включает две стадии: озонирование и отделение образующегося при этом осадка. Целью такой обработки является разрушение органических комплексов, связывающих радионуклиды кобальта, марганца и других, склонных к комплексообразованию, и органических веществ, отравляющих селективные сорбенты, а также отделение образующегося осадка, на котором концентрируется основная доля (свыше 99%) радионуклидов кобальта, стронция, марганца и других.
После предварительной обработки раствор направляют на селективную очистку от радионуклидов цезия на сорбентах.
В результате технологических операций (озонирование, фильтрация осадка, сорбция) образуются вторичные отходы. Это осадок со стадии фильтрации, в который переходят радионуклиды кобальта, стронция, марганца и других с удельной активностью на уровне исходных ЖРО, отработавший сорбент, в котором в основном, содержатся радиоизотопы цезия (его удельная активность в сотни раз выше, чем ЖРО), а также очищенный кубовый остаток, где содержание радионуклидов не превышает санитарных норм.
Осадок со стадии фильтрации поступает на цементирование, а отработавший сорбент непосредственно в корпусе аппарата размещается на долговременное хранение в хранилище твердых РАО.
Очищенный от радионуклидов кубовый остаток упаривают до сухих солей и в бочках направляют на полигон промышленных отходов.
Уникальность технологии состоит в том, что она позволяет перерабатывать не только декантат (раствор), но и осадок, который образовался в емкостях в результате длительного хранения и многократного доупаривания кубового остатка. Сначала перерабатывают декантат, а затем порциями растворяют осадок. Полученный раствор обрабатывают так же, как и декантат. Растворение осадка и переработку полученного раствора ведут до полного освобождения емкости.
Данная технология прошла лабораторные и стендовые испытания на Кольской, Калининской, Ленинградской АЭС, на Мангышлакском атомно-энергетическом комбинате (город Актау, Казахстан).
На Первой в мире АЭС (Обнинск) на кубовых остатках Калининской и Курской АЭС была испытана опытно-промышленная установка производительностью до 100 л/час.
Комплекс переработки ЖРО
В 2006 году на Кольской АЭС был построен комплекс переработки ЖРО (КП ЖРО), реализующий данную технологию, проектной производительностью 0,5м3/час. В него входят установки размыва и извлечения кубового остатка из емкостей хранения, ионоселективной очистки, глубокого упаривания.
С помощью установки размыва и извлечения, основным элементом которой является гидромонитор, декантат (или раствор, полученный при размыве осадка) направляют на узел озонирования установки ионоселективной очистки, где озон производят из кислорода с помощью генераторов. Озонирование происходит в периодическом режиме в контуре «емкость – насос – эжектор – емкость».
Рис. 2. Генераторы озона и система охлаждения
После завершения процесса озонирования кубовый остаток для отделения осадка направляют на узел фильтрации, состоящий из сетчатых и мембранных фильтров (рис. 3). На сетчатом фильтре происходит отделение основной доли осадка, а на мембранном – доочистка. Периодически с помощью сжатого воздуха производят обратную промывку сетчатого фильтра. Полученный шлам временно, до ввода в эксплуатацию установки цементирования, сбрасывают в специальную емкость.
Рис. 3. Фильтры предварительные (сетчатые)
Для извлечения радиоизотопов цезия из пермеата, его прокачивают с узла фильтрации в контрольную емкость насосом-дозатором через два последовательно соединенных фильтра-контейнера (объемом 120л каждый) с ферроцианидным сорбентом.
Технология ионоселективной очистки позволяет перерабатывать не только декантат (раствор), но и осадок, который образовался в емкостях в результате длительного хранения и многократного доупаривания кубового остатка.
Затем очищенный от радионуклидов кубовый остаток направляют на установку глубокого упаривания. Ее основным элементом является многосекционный теплообменник «труба в трубе», позволяющий получать плав солей, который при остывании превращается в прочный материал. Плав разливают в 200-литровые бочки и хранят в специально отведенном месте как нерадиоактивные отходы.
Управление всеми стадиями переработки осуществляется с пульта оператора.
За время опытной (2006 год) и четыре месяца промышленной эксплуатации в 2007 году на КП ЖРО переработано 67 м3 декантата из емкости ЕКО-5 и 1200м3 раствора, полученного при растворении осадка в емкости ЕКО-6 (см. табл. 2).
Вторичные РАО, полученные в результате переработки, – четыре отработавших фильтра-контейнера с сорбентом и 11 м3 шлама с узла фильтрации. Коэффициент сокращения объема радиоактивных отходов превысил 50.
Из очищенного от радионуклидов кубового остатка получено 100т солей объемом 52 м3. Их удельная активность значительно меньше значений, установленных санитарными нормами для радиоактивных отходов. Кроме того, предоставляется возможным использовать полученные соли в качестве сырья для получения соединений бора, запасы которого в России практически исчерпаны.
Таким образом, внедрение способа ионоселективной очистки кубовых остатков на Кольской АЭС позволяет не только значительно сократить объемы РАО, направляемых на долговременное хранение, но и использовать ценные компоненты радиоактивных отходов в промышленности, в том числе и на АЭС.
