1 апреля 2011

Опыт переработки ЖРО Военно-Морского флота России

Atomic-Energy.ru

Авторы: В.К.Булыгин, Е.А. Степанов, Ю.Н. Стружка, Ю.А. Сдержиков (ЗАО "НПП "Экоатом")

До ноября 1993 года жидкие радиоактивные отходы, образующиеся при эксплуатации и ремонте судов с транспортными ядерно-энергетическими установками (ЯЭУ) в основном сбрасывались на специально выделенных морских участках. Поэтому на береговых базах, судостроительных и судоремонтных заводах не создавались комплексы по переработке и кондиционированию ЖРО. После запрещения сбросов в море вопрос обращения с такими отходами стал очень актуальным. 

В настоящее время на плавучих базах и в береговых хранилищах накоплено  до 3,3х104 м3 жидких  и  твердых РАО суммарной активностью 7,8х105 ГБк  (2,1х104 Ки). Емкости этих хранилищ, построенных 20-30 лет назад в качестве временных, практически заполнены, техническое состояние многих сооружений близко к аварийному.

При хранении ЖРО различного химического состава (особенно содержащих хлориды) происходит коррозия конструкционных материалов резервуаров, а при длительном хранении концентратов на дне часто формируются трудно извлекаемые осадки. Поэтому длительное хранение неотвержденных концентратов ЖРО на различных объектах представляет значительную радиационную и экологическую опасность. В то же время транспортирование таких отходов с удаленных объектов к центрам их переработки и захоронения требует использования большого количества дорогостоящего спецтранспорта и связано с риском загрязнения обширных территорий при транспортных авариях.

В связи с этим для флота актуальной является предварительная подготовка к транспортированию ЖРО на месте их образования. Экономически наиболее оправдано использование мобильных установок, легко транспортируемых с объекта на объект, с помощью которых возможно концентрирование радионуклидов в небольшом объеме с последующим отверждением отходов и сбросом основной массы очищенных вод в общесплавную канализацию.

Технологии НПП «Экоатом»

В 1994 году специалистами НПП «Экоатом» совместно с НИТИ им. А.П.Александрова и НПП «Биотехпрогресс» была разработана экспериментальная установка по очистке ЖРО с использованием обратного осмоса. Впервые в мире этот метод переработки ЖРО был использован в промышленном масштабе, и сегодня ни одна создаваемая технология по переработке ЖРО не обходится без модуля обратного осмоса.

В течение 1994 года на такой установке было переработано более 600 м3 ЖРО, а в 1995 году – около 3000 м3. Это на три-четыре года снизило напряженность в области обращения с ЖРО на Тихоокеанском флоте, однако проблема еще не решена.

В настоящее время на объектах военно-морского флота хранятся низкоактивные (до 1х10-5 Ки/л), среднеактивные (1х10-5-1х10-2 Ки/л) и высокоактивные (более 1х10-2 Ки/л) жидкие РАО. Для переработки каждого вида ЖРО существуют свои способы и технологии переработки.

У НПП «Экоатом» есть опыт обращения с ЖРО как низкой, так и средней активности. С 1994 года по настоящее время специалистами предприятия на объектах ВМФ России переработано 14700 м3 ЖРО, из них 1139,7 м3 среднеактивных и 13582 м3 низкоактивных отходов (рис. 1).

Рис. 1. Количество ЖРО, переработанных предприятием НПП «Экоатом»

НПП «Экоатом» постоянно занимается переработкой ЖРО на всех объектах ВМФ. Следует отметить, что вопросы обращения с ЖРО на таких объектах не отработаны. Анализ показывает, что сбор и хранение отходов осуществлялись с нарушением требований руководящих документов СПОРО-2002 и РКО-94. В результате в составе ЖРО содержатся нефтепродукты, элементы средств защиты, морская вода и прочие примеси.

Работа с ЖРО сложного физико-химического состава потребовало от НПП «Экоатом» вести постоянный поиск новых способов, методов и технологий переработки отходов. Для этих целей на береговой технической базе в бухте Сысоева (Приморье) был создан участок по внедрению новых технологий переработки ЖРО, где на отходах испытывают отдельные узлы и модули, а также отрабатывают технологию переработки в целом.

В настоящее время НПП «Экоатом» ведет переработку ЖРО с использованием установок типа «Шарья-1.5М», «Шарья-3.0» и «Поток-2». Технологическая схема переработки представлена на рисунке 2. Следует отметить, что использование сорбента для 137Сs позволяет резко снизить дозовые нагрузки на обслуживающий персонал.

Рис. 2. Технологическая схема переработки ЖРО

Переработка среднеактивных ЖРО 

Основная задача переработки отходов средней активности – перевод их в низкоактивные. Эта задача решается с использованием определенных сорбентов, в основном для 137Сs и 90Sr.

Переработка таких отходов имеет свои особенности. Поскольку среднеактивные ЖРО накоплены в основном в баках хранения ОЯТ, в их водной составляющей много окислов железа и взвесей. Кроме того, по мере накопления 137Сs на сорбентах мощность дозы γ-излучения от корпуса фильтра может достигать десятки и сотни мЗв/ч, что требует использования биологической защиты.

В  технологических схемах переработки среднеактивных ЖРО применялась мембранная центрифуга «Золушка», предназначенная для удаления мелкодисперсных и коллоидных частиц. Она разработана предприятием «Ультрам» (Москва) и использовалась НПП «Экоатом» впервые в России.

В качестве сорбентов использовались Термоксид-35, Термоксид-3К, НЖА, МЖА, ЦМП, а также сорбенты, разработанные Кольским филиалом РАН и ФГУП НИТИ им. А.П. Александрова.

Для оценки эффективности работы модулей технологической схемы переработки ЖРО для каждого фильтра определялись коэффициенты очистки. Результаты изменения коэффициентов очистки  в зависимости от объема очищенной воды представлены на рисунках 3 и 4.

 

Рис. 3. Изменение объемной активности радионуклидов


Рис. 4. Изменение  солесодержания в зависимости от объема очищенной воды

Нормализация радиационной обстановки по завершению работ

Нормализация радиационной обстановки после переработки ЖРО включала в себя дезактивацию и локализацию радиоактивных  загрязнений в соответствии с требованиями НРБ-99 и НОРБ ВМФ-83. Технологический процесс состоял из следующих операций:

  • радиометрический контроль объекта со снятием картограммы и выявлением загрязненных поверхностей;
  • нанесение дезактивирующей композиции (первый слой);
  • просушка образовавшегося покрытия (до 12 часов в зависимости от температуры, влажности, режима вентиляции и т.д.);
  • нанесение последующих слоев композиции  при возникновении радиоактивных загрязнений  в процессе новых работ;
  • нанесение последнего слоя композиции;
  • удаление образовавшегося пленки «сэндвича» с поверхности;
  • дозиметрический и радиометрический  контроль.

Для локализации и дезактивации радиоактивных загрязнений  использовалась композиция БОН/ДЛ-2 (ТУ 09.101-95, ТИ 279-95). Состав изготовлен на водной основе, его использование допустимо в замкнутых объемах. Нанесение композиции БОН/ДЛ-2 осуществлялось с помощью окрасочного агрегата высокого давления «Финиш 211-1» (TS 2010101-042-95) методом безвоздушного распыления, что исключает разнос радиоактивных загрязнений струей воздуха.