Решение проблемы экологически безопасного обращения с радиоактивными отходами атомных станций, наряду с обеспечением безопасной эксплуатации энергоблоков АЭС, является важнейшей и первостепенной задачей, решение которой может в значительной мере обеспечить возврат доверия общества к атомной энергетике и ее дальнейшее развитие.
К радиоактивным отходам относятся не подлежащие дальнейшему использованию растворы, изделия, материалы, оборудование, аппаратура, грунт, содержащие радионуклиды в количествах, превышающих безопасные значения, которые установлены действующими нормами и правилами, утвержденными органами здравоохранения.
Радиоактивные отходы подразделяются на жидкие, твердые и газообразные. Все РАО подвергаются на АЭС очистке или дополнительной обработке на специальных установках. При этом одной из главных задач является значительное уменьшение объемов (концентрирование) радиоактивных отходов, а также перевод их в форму (вид), удобную для надежного длительного хранения и захоронения.
Скорость образования эксплуатационных радиоактивных отходов зависит от типа реакторной установки атомной станции, качества ее эксплуатации и многих других причин.
Твердые радиоактивные отходы (ТРО) на АЭС образуются в технологических процессах очистки жидких и газообразных радиоактивных отходов (фильтры, сорбенты, и т.д.), при плановых и капитальных ремонтах (технологическое оборудование, датчики КИПиА, трубопроводы, инструмент, одежда и т.д.). Жидкие отходы (ЖРО) – при работе установок поддержания водно-химического режима технологических контуров реакторной установки и очистке малосолевых вод, за счет протечек теплоносителя и т.д., а также в процессе дезактивации оборудования, помещений и спецодежды. По физико-химическому составу жидкие радиоактивные отходы представляют собой гомогенные или гетерогенные системы (пульпы, эмульсии, суспензии) в кислом или щелочном состоянии.
Нуклидный состав эксплуатационных РАО состоит из продуктов деления (цезий, стронций, йод) и продуктов активизации конструкционных материалов реакторной установки (кобальт, никель, марганец). Среди этого набора радионуклидов отсутствуют в значимых количествах изотопы с периодом полураспада более 30 лет. Это позволяет в концептуальном плане рассматривать возможность захоронения этой категории отходов на объектах со сроком гарантированной изоляции РАО 300-500 лет, так как в течении этого периода происходит практически полный распад радионуклидов до допустимого уровня.
Концепция – техническая политика в области обращения с РАО
Существовавшая до недавнего времени практика обращения с радиоактивными отходами АЭС состояла в хранении твердых и упаренных жидких отходов (кубовых остатков) в специальных хранилищах на площадках атомных станций. В последнее время на АЭС внедряются технологии кондиционирования РАО, так как хранение твердых и жидких радиоактивных отходов может рассматриваться только как временная мера. Дальнейшее развитие атомной энергетики требует внедрения целостной системы обращения с радиоактивными отходами, основой которой является концепция (техническая политика), которая определяет развитие вопросов обращения с РАО.
Техническая политика предусматривает разработку и реализацию безопасных методов, технологий и технических средств по переработке, хранению, транспортировке, а также окончательной изоляции твердых и отвержденных РАО от окружающей человека природной среды на весь период сохранения РАО потенциальной опасности или на необходимый срок в случае их изъятия по технологическим причинам. При этом объем ТРО, полученных в процессе иммобилизации ЖРО и предназначенных для долговременного хранения (захоронения), определяет уже экономическую сторону переработки РАО.
Конечной целью реализации осуществления концепции является реализация технологий и оборудования по переработке отходов, проектов безопасного хранения и захоронения РАО.
Концепция РФ по обращению с радиоактивными отходами атомных станций предполагает пять этапов обращения с радиоактивными отходами на АЭС, а также стадию захоронения.
На первом этапе осуществляется сбор и разделение ЖРО по уровню активности, солесодержанию, наличию поверхностно-активных веществ. Твердые отходы также сортируются по уровню активности и, кроме того, на горючие, негорючие, металлические и другие группы в соответствии с планами дальнейшей переработки или хранения.
Второй этап – временное хранение некондиционированных отходов на АЭС. Оно может быть обусловлено отсутствием установок по переработке или необходимостью снижения активности отходов за счет распада короткоживущих радионуклидов.
Третий этап – кондиционирование отходов – предусматривает перевод жидких и твердых отходов в форму, пригодную для хранения, транспортировки и захоронения. Критериями выбора способа кондиционирования являются: химическая, тепловая и радиационная стойкость, взрывобезопасность, механическая прочность конечного продукта, отсутствие газовыделения, а также экономические показатели.
Кондиционирование жидких отходов происходит за счет их концентрирования, отверждения концентратов, размещения продукта переработки в упаковки (бочки, контейнеры или другие емкости). Кондиционирование твердых отходов – это сжигание, прессование, дезактивация, нанесение защитных покрытий, размещение в упаковки (бочки, контейнеры и т.д.). В настоящее время ни одна АЭС Российской Федерации не имеет полного комплекта установок по кондиционированию радиоактивных отходов (таблица 1). На некоторых АЭС жидкие радиоактивные отходы перерабатываются на установках битумирования, цементирования или глубокого упаривания. Твердые радиоактивные отходы на ряде АЭС после сортировки сжигаются или прессуются. На остальных станциях ТРО хранят без переработки.
Четвертый этап – хранение кондиционированных отходов на площадке АЭС. Это обусловлено отсутствием региональных могильников, но также может быть связано с необходимостью снижения активности РАО.
Пятый этап – транспортировка отходов как на площадке АЭС, так и в случае захоронения отходов за пределами атомной станции.
Захоронение радиоактивных отходов означает окончательное удаление отходов из сферы деятельности человека. Оно может осуществляться в приповерхностных объектах и в глубоких геологических формациях в зависимости от изотопного состава и других характеристик отходов.
Таблица 1 – оснащенность АЭС комплексами по переработке РАО
Кондиционирование ЖРО
Для кондиционирования низко- и среднеактивных ЖРО на АЭС в России и во всем мире общепринятыми считаются методы цементирования и битумирования. Цементирование заключается в смешении ЖРО с цементным клинкером, при этом он гидратируется содержащейся в ЖРО водой, а входящие в состав отходов компоненты (соли) распределяются по образовавшейся массе компаунда. Степень наполнения компаунда солями зависит от качества клинкера и вводимых для повышения качества добавок. Таким образом, вес образующегося компаунда всегда больше веса кондиционируемых ЖРО.
Битумирование ЖРО заключается в замене содержащейся в отходах воды на битум, при этом соли распределяются по образующемуся компаунду. Вес компаунда практически всегда превышает вес исходных ЖРО и битума.
При этом цементирование и битумирование не приводят к сокращению количества кондиционированных РАО, а при долговременном хранении неизбежно будут сопровождаться делокализацией радионуклидов за счет выщелачивания и биологической деградации компаунда.
В то же время в России и мире в последнее время разработан ряд технологий дезактивации и переработки РАО, позволяющих выделить из радиоактивных сред нерадиоактивную составляющую, которая может быть использована на АЭС, в индустрии или направлена на захоронение как общепромышленные отходы.
Обращение с ионообменными смолами
Ионообменные смолы (ИОС) широко используются на АЭС для обеспечения водно-химического режима первого и второго контуров, доочистки конденсата выпарных установок и в других вспомогательных водных системах.
Общее количество ионообменных аппаратов на каждой АЭС составляет несколько сотен, а ежегодное потребление – десятки тонн катионитов и анионитов.
Отработавшие ИОС в основном относятся к низко- и среднеактивным отходам и направляются на хранение в отдельные емкости хранилища ЖРО. Для их кондиционирования рассматриваются методы цементирования и битумирования, основным недостатком которых является тот факт, что объем кондиционированных РАО всегда больше объемов исходных веществ.
Одним из наиболее эффективных методов переработки ИОС, разработанных к настоящему времени, является их отмывка смесью солей с получением неактивных смол, которые могут быть захоронены на полигоне промышленных отходов. Ограничения в переработке данным способом создает тот факт, что зачастую ИОС загрязнены маслами, блокирующими их зерно и препятствующими доступу реагентов к функциональным группам смол.
В настоящее время разрабатывается метод, пригодный для переработки всех видов отработавших ИОС, в том числе замасленных, и приводящий к значительному (не менее, чем в 10 раз) сокращению их объема, который необходимо доработать и внедрить в ближайшее время.
Метод ионоселективной очистки ЖРО
На Кольской АЭС в 2007 году введена в промышленную эксплуатацию установка ионоселективной очистки кубовых остатков (УИСО). Основными технологическими стадиями процесса очистки ЖРО на этой установке являются предварительная фильтрация и подготовка исходного раствора, озонирование, фильтрация и селективная сорбция. После озонирования и фильтрации очищаемый раствор, освобожденный от гидроксидных форм радионуклидов переходных металлов, направляется на селективную сорбцию цезия на ферроцианидном сорбенте, в качестве которого используется «Термоксид-35».
Конечными продуктами переработки являются:
- очищенный от радионуклидов солевой раствор;
- отработавший сорбент в фильтрах-контейнерах, объемная активность которого в сотни раз выше, чем у исходных ЖРО;
- шлам с фильтров, образующийся в результате озонирования (объемная активность – на уровне исходных ЖРО).
Для очистки фильтров узла микрофильтрации проводится их периодическая промывка со сбросом шламов в специальную емкость. По мере накопления определенного объема неосветляемый шлам передается на установку цементирования.
Очищенный от радионуклидов до значений ниже десяти уровней вмешательства по воде, в соответствии с требованиями НРБ-99/2009, кубовый остаток направляется на установку глубокого упаривания, где превращается в солевой плав. Полученный продукт может быть захоронен на полигоне для очень низких радиоактивных отходов.
Отработавший сорбент, размещенный непосредственно в фильтре-контейнере, после исчерпания ресурса направляется на временное хранение.
В 2007-2010 годах на установке было переработано около 770 м3 декантата и 3000 м3 растворов донных отложений и получено 6 м3 отработанного сорбента, 40 м3 радиоактивного шлама и 310 м3 нерадиоактивного солевого плава.
Перспективы обращения с РАО на Нововоронежской АЭС
С учетом опыта эксплуатации УИСО на Кольской АЭС, а также современного уровня развития технологий обращения с РАО и существующей в Российской Федерации нормативной базы было принято решение о создании в помещениях пятого блока Нововоронежской АЭС специального комплекса, обеспечивающего максимальную безопасность обращения с ЖРО и способствующего существенному сокращению объема кондиционированных РАО.
Кроме того, на базе помещений и остановленного оборудования первой очереди НВАЭС планируется организовать опытный демонстрационный центр по отработке технологий глубокой дезактивации до допустимых уровней оборудования, помещений, ЖРО и ТРО. Особым направлением исследований будут работы по извлечению и переработке содержимого хранилищ твердых РАО навального типа.
На первой очереди НВАЭС основными направлениями работ по обращению с РАО определены следующие:
- разработка технологии и оборудования по извлечению и переработке содержимого хранилищ твердых РАО навального типа;
- внедрение технологии и оборудования по глубокой дезактивации оборудования и помещений зоны ограниченного доступа АЭС;
- внедрение технологии и оборудования по переработке ЖРО до допустимых уровней мембранными методами;
- разработка и исследования эффективных методов переработки ИОС, приводящих к существенному (не менее, чем в 10 раз) сокращению их объема;
- внедрение технологического комплекса плазменной переработки ТРО НВАЭС, обеспечивающего переработку несортированных отходов с включениями металла, стекла, строительных и других негорючих отходов.
Для хранения переработанных отходов могут быть задействованы не используемые по прямому назначению помещения первой очереди.
В качестве основного вида контейнеров для хранения и транспортировки РАО на НВАЭС принят и используется контейнер НЗК-1,5П. Он удобен для размещения большинства видов РАО, хорошо соответствует складским технологиям хранения и полностью готов для транспортировки в пункты окончательной изоляции РАО.
Внедрение технологий и транспортно-технологической инфраструктуры на НВАЭС позволяет надеяться, что к 2013-2014 годам эта станция будет полностью оснащена оборудованием для кондиционирования РАО, их затаривания, паспортизации, временного хранения и вывозу в пункты захоронения.
Суперпресс Смоленской АЭС
Совершенствование нормативной базы
Эффективное развитие атомной отрасли в Российской Федерации невозможно без совершенствования нормативной базы. Особенно это касается такой актуальной проблемы, как классификация и обращение с отходами ядерно и радиационно опасных объектов в режиме нормальной эксплуатации и вывода из эксплуатации.
Основным недостатком существующей отечественной классификации РАО является то, что она разработана в основном для обеспечения безопасности персонала. В западных странах и рекомендациях МАГАТЭ в основу классификации РАО положено обеспечение безопасности населения при захоронении отходов.
При окончательной изоляции РАО важны такие факторы, как активность радионуклидов в отходах, их период полураспада и дозовые коэффициенты, а также способность радионуклидов к миграции в барьерах и в окружающей среде.
Авторы
 external link, opens in a new tab |  external link, opens in a new tab | ||
