Основными источниками образования радиоактивных отходов (РАО) являются дейст-вующие АЭС. Радиоактивные вещества образуются во время работы АЭС на мощности при де-лении ядер U235, U233, Pu239 в активной зоне реактора, а также в результате активации нейтрона-ми разных материалов, которые находятся в активной зоне, тесть как продукты ядерных реак-ций. В среднем, в зависимости от мощности и типа реакторной установки, за год образуется от 0,15 до 0,35 м3 жидких и от 0,1 до 0,3 м3 – твердых РАО на 1 МВт.

В процессе эксплуатации энергоблоков АЭС образуется три основных вида РАО: газоаэ-розольные, жидкие и твердые, и главным условием безопасности является их обезвреживание. Учитывая негативное влияние РАО на людей и окружающую природную среду, необходимо осуществлять сбор и надежную изоляцию отходов, принимая во внимание особенности радио-нуклидов, а также различия их физико-химических и биологические свойства.

Обращение с газоподобными РАО сводится, фактически, к их рассеиванию в окру-жающую среду (выбросы) после процедуры очистки. Опыт эксплуатации АЭС показал, что принятые при проектировании АЭС меры по ограничению мощности выбросов, а также соблю-дение проектного режима эксплуатации оборудования для очистки выбросов обеспечили вы-полнение нормативных требований. За все время работы АЭС Украины в нормальном режиме не было случаев превышения мощности радиоактивных выбросов сверх ограничений, установ-ленных действующими нормативными документами. Существующие на украинских АЭС сис-темы очистки в условиях нормальной эксплуатации обеспечивают уровни выбросов ниже меж-дународных и национальных норм.

Контроль над уровнями выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух кон-тролируется автоматизированными системами радиационного контроля, установленными на всех источниках выбросов, и лабораторными исследованиями после проведения пробоотбра.

Обращение с жидкими РАО. Образование жидких РАО (ЖРО) на АЭС связано с особен-ностями технологического процесса и не предвиденными этим процессом протеканиями жид-ких радиоактивных сред, система обращения с ЖРО состоит, в целом, из источников их образо-вания и установок хранения и переработки.

На АЭС образуются такие виды ЖРО:

  • кубовый остаток как результат переработки трапных вод и вод спецпрачечных на испа-рительных установках спецводоочистки;
  • отработавшие сорбенты, которые поступают из фильтров установок спецводоочистки в случае исчерпания ресурса ионообменного материала, а также другие отработавшие фильтро-вальные материалы;
  • шламы и пульпы;
  • отработавшие масла и смешанные жидкости.
Химический цех Запорожской АЭС: центральный зал химводоочистки

Перед переработкой ЖРО собирают в баки для временного хранения и выдержки. Сис-тема хранения ЖРО на АЭС состоит из узлов сбора и временного их хранения. Кубовый оста-ток, фильтровальные материалы вместе со шламами и смазочные материалы хранятся отдельно. Отработавшие фильтровальные материалы, сорбенты системой гидротранспорта подаются в резервуары, где хранятся под слоем воды.

Схема переработки первичных ЖРО на АЭС с реакторами типа ВВЭР включает испари-тельные аппараты спецводоочистки и узел реагентов. После упаривания первичных жидких ра-диоактивных сред на установках спецводоочистки получают кубовый остаток, в состав которо-го входят нерастворимые и растворимые соли натрия, а также железа, магния, кальция и т.д.

В процессе переработки радиоактивные и другие химические вещества выделяют из от-ходов, а очищенную воду возвращают в технологический процесс.

Для переработки ЖРО на АЭС используют термический, сорбционный и мембранный методы.

Термический метод – дистилляция или упаривание – наиболее распространенный и удобный способ переработки ЖРО. Осуществляется этот способ в специальных испарительных аппаратах с подведением тепла от водяного пара. Раствор ЖРО из испарительного аппарата на-сосами подается в доупариватель, где происходит его глубокое упаривание. Пар доупаривателя конденсируется и возвращается в резервуар коагулированной воды, а кубовый остаток перека-чивается в баки хранения отходов. Очищенная вода через фильтр-ловушку направляется в баки чистого конденсата, в которых после контроля на радиоактивность и солесодержание пускается в оборотное водоиспользование.

Сорбционный метод предусматривает удаление радионуклидов из жидких отходов в ви-де твердой фазы в результате адсорбции, ионного обмена, адгезии и т.д. однако из-за селектив-ности к отдельным радионуклидам метод сорбции нельзя рассматривать как основной метод очистки от радионуклидов.

Сорбцию проводят в специальных аппаратах при динамических или статических усло-виях на насыпных и намывных фильтрах со специальными ионообменными смолами.

Мембранные методы – это методы, при помощи которых удаление радиоактивных ве-ществ из отходов осуществляется на молекулярном уровне. Среди них наиболее эффективным является обратный осмос, электродиализ и ультрафильтрация.

Из-за разнообразия радиоактивных и нерадиоактивных загрязнителей, в том числе из-за наличия аммиака, масел, ни один из упомянутых методов очистки отдельно не обеспечивает очистки ЖРО до необходимой степени. Поэтому на АЭС система очистки ЖРО – сложная це-почка операций, которые выполняются специальными аппаратами, и реализуют разные методы очистки. Таким образом, технология очистки включает в себя несколько последовательных операций. На выходе такой цепочки операций получают два продукта: высокоактивный кон-центрат, который поступает на отверждение и захоронение, конденсат, который соответствует всем условиям к качеству воды для повторного использования на АЭС или для сброса в откры-тые водоемы.

Концентраты, полученные в результате очистки ЖРО, представляет собой шламы после фильтрации и химической обработки, отработавшие ионообменные смолы, кубовые остатки после упаривания. Эти концентраты обычно отверждают методами битумирования, цементи-рования, полимеризации и др.

Отверждение концентратов ЖРО происходит посредством включения их в связующие материалы, которые можно поделить на три основные группы: термопластические (битум и др.); термореактивные (смолы полиэфирные, карбамидные и т.д.); неорганические (цемент, гипс, стекло и др.).

Связующие компоненты должны обладать следующими характеристиками:

  • низкое вымывание, которое характеризирует высокие изоляционные свойства;
  • хорошая совместимость с составляющими концентрата отходов, что обеспечивает ми-нимальный объем конечного продукта;
  • прочность, которая включает разрушение отвержденного продукта в аварийных ситуа-циях при транспортировке;
  • биостойкость – отвержденные продукты не должны поддаваться влиянию бактерий и микроорганизмов;
  • радиационная стойкость, которая определяет, в частности, газовыделение из отвер-жденных продуктов.

Сегодня для отверждения РАО достаточно широко во многих странах применяется спо-соб битумирования, при котором радиоактивные отходы смешивают с битумом. Битум — про-дукт перегонки нефти или каменного угля. Гидростойкость битума обеспечивает достаточно надежную гидроизоляцию включенных компонентов. Битумы привлекают внимание такими позитивными качествами, как непроницаемость, пластичность, достаточная химическая инерт-ность, невысокая стоимость, стойкость к влиянию микроорганизмов.

В последнее время разрабатываются технологии, в которых битум заменяют искусствен-ными полимерами. Полимеризация проходит, как правило, без нагревания. Метод полимеризации особенно удобен для фиксации отработавших ионообменников. При этом может быть ис-пользована та же аппаратура, что и для битумирования. Полимерные продукты обладают по некоторым параметрам лучшими по сравнению с битумом свойствами. Полимеры обладают хо-рошей химической стойкостью. Термореактивные смолы как связующие материалы отличаются простотой процесса отверждения и некоторыми позитивными свойствами отвержденного про-дукта – стойкостью к влиянию механических, термических и радиационных нагрузок.

Цементирование – один из методов отверждения как гомогенных (кубовый остаток), так и гетерогенных (пульпы) отходов. Процесс цементирования заключается во включении радио-активных веществ в портландцемент марки 500 с последующим образованием твердого моно-лита и основывается на взаимодействии вязких веществ цемента (оксиды кальция, силикаты, алюминаты и т.д.) с водой, которая содержится в отходах, без повышения температуры.

Сегодня одним из наиболее целесообразных методов отверждения жидких высокоактив-ных РАО признано остекловывание. Способ остекловывания отходов обеспечивает разложение значительного количества химических соединений, которые входят в состав отходов; тем са-мым устраняется необходимость учитывать их вредное влияние при захоронении и значительно сокращается объем по сравнению с битумированием (в 2-4 раза) и цементированием (в 10 раз).

Вместе с остекловыванием, разрабатывают и другие методы отверждения отходов с це-лью получения термодинамически более стойких, нежели стекло, продуктов, способных сохра-нить на протяжении длительного времени механическую прочность и химическую стойкость. К таким продуктам относится стеклокерамика, а также разные виды минералоподобной керамики.

Обращение с твердыми РАО. Основными источниками образования твердых РАО (ТРО) в процессе эксплуатации АЭС являются техническое обслуживание и ремонт энергоблоков.

При проведении ремонтных работ на оборудовании АЭС радиоактивными становятся части или детали замененного оборудования и трубопроводов, инструмент, который использо-вался при работах, электро- и теплоизоляционные материалы, одежда, протирочные материалы и т.д.

Система обращения с твердыми РАО на АЭС содержит: сбор отходов в первичную тару в местах их образования; сортировку по активности; транспортировку отходов к централизо-ванным местам сбора и переработки; переработку РАО; упаковку первичной тары с твердыми РАО в транспортные контейнеры; транспортировка контейнеров с твердыми РАО к хранилищу ТРО на спецавтомобилях; прием отходов и их выгрузка в секции хранилища; ведение учета и отчетности РАО.

Все ТРО на АЭС собирают в специальных помещениях, сортируют и при необходимости перерабатывают с целью уменьшения их габаритов.

Твердые РАО после переработки хранят в хранилищах ТРО, специально сооруженных на территории АЭС. Хранилища ТРО – это углубленные бетонированные вместилища, гидро-изолированные от подземных и атмосферных вод. Они находятся под строгим дозиметриче-ским контролем, для чего вокруг хранилищ сооружены наблюдательные скважины, из которых периодически отбирают пробы воды для анализа на содержание радиоактивных веществ. Хра-нение предполагает возможность изъятия РАО для их переработки транспортировки.

Работа с контейнером солевого плава на Хмельницкой АЭС

Первым шагом в последовательности этапов обращения с ТРО является их сбор и сортировка.

Современная политика обращения с РАО предполагает сортировать их на этапе сбора по максимально возможному количеству признаков и критериев, с учетом требований последую-щих этапов обращения с РАО (временное хранение, переработка, кондиционирование и захоро-нение). Такими признаками являются:

  • радиационные характеристики РАО;
  • возможность их сжигания, прессования;
  • целесообразность проведения дезактивации;
  • необходимость фрагментации и т.д.

К операциям предварительной обработки относятся дезактивация, сбор и сортировка РАО, подпрессование, фрагментирование, сушка и т.д.

Целью дезактивации является уменьшение объемов РАО, перевод их из более высокой группы в низшую, а также улучшение условий радиационной защиты персонала, населения и окружающей среды. Под дезактивацией подразумевают очистку поверхности оборудования от радиоактивного загрязнения при помощи промывания, нагревания, химических и электрохими-ческих процессов, механического и других видов очистки.

Под переработкой ТРО понимают любую операцию, которая изменяет их характеристи-ки. Главными целями переработки являются: повышение безопасности на дальнейших этапах обращения с ними, уменьшение негативного воздействия на окружающую среду, экономия средств на хранение и захоронение ТРО.

Критериями выбора конкретного метода переработки являются соответствие продукта переработки требованиям дальнейших этапов обращения с ТРО – кондиционирование, транс-портировка, временное хранение, захоронение. На выбор метода переработки РАО влияют тре-бования действующих норм, правил и стандартов в сфере безопасного обращения с РАО, тре-бования к форме, физико-химических и радиационных характеристик и т.д.

Механическая переработка ТРО. Цель механической переработки ТРО – уменьшение их объема.

Уменьшение размеров ТРО улучшает упаковку РВО для транспортировки, хранения, за-хоронения или подготовки РАО к последующей переработке. Основные методы механического уменьшения размеров включают демонтаж, распиливание, разрезание и дробление.

Демонтаж используют при снятии ядерных установок с эксплуатации известными в строительстве методами.

Распиливание и разрезание уменьшают размеры габаритного оборудования, используя циркулярные, поперечные, цепные пилы, абразивные круги, плазменную резку, пневматические и гидравлические дробильные механизмы.

Дроблением уменьшают размеры ТРО (увеличивают их плотность) или готовят более гомогенные смеси низкоактивных ТРО. Дробление может использоваться вместе с прессовани-ем, или со сжиганием.

Прессование ТРО является одним из наиболее продуктивных методов уменьшения объ-ема отходов. Прессы квалифицируют, как правило, по давлению, которое они развивают.

Прес-сы низкого давления (силой 10 МН) предназначены для прессования, главным образом, пласти-ката, бумаги, резины и текстиля.

Суперпрессование – это прессование силой давления выше 10 МН. При суперпрессова-нии РАО помещают, как правило, в бочки, а потом прессуют их. Спрессованные «брикеты» упаковывают в другие контейнеры – как цилиндрические, так и в прямоугольные.

Термическая переработка РАО. Процессы термической обработки включают широкий набор окислительных и пиролитических технологий эффективными методами уменьшения объема сжигаемых РАО.

Сжигание – наиболее известный процесс термообработки. Существует много разных ти-пов установок сжигания для переработки разных РАО – от низкоактивных РАО АЭС до высо-коактивных от переработки ядерного топлива. Однако переработка уже среднеактивных РАО АЭС может быть сложнее, нежели переработка низкоактивных РАО, из-за необходимости ис-пользования защитных экранов и дистанционной техники. Если же в РАО присутствуют α-излучатели, нужно рассматривать вероятность критичности.

Кондиционирование. После переработки РАО должны иметь состояние, которое подхо-дит для транспортировки, длительного хранения и захоронения. Для этого и нужно кондицио-нирование. Методы кондиционирования могут быть или совмещены с методами переработки (например, остекловыванием или плавлением), или самостоятельными (цементирование или битумирование).

Широко используется метод цементирования – омоноличевание в цементные блоки из-мельченных ТРО. Как правило, это мелкие куски метала, фильтры и бочки с отходами после суперпрессования.

Методом остекловывания стекло сначала плавят в огнестойком реакторе вспомогатель-ным нагреванием, потом поддерживают в расплавленном состоянии (1100-1260 0С) электрона-греванием при помощи погруженных электродов. РАО вводят с одной стороны печи выше рас-плавленного стекла с воздухом для сжигания. Сжигание происходит за счет излучения от рас-плавленного стекла. Исходный газ выводится с противоположной стороны печи. Твердый про-дукт после сжигания и негорючие материалы остекловываются и могут беспрерывно выделять-ся или компоноваться в матрицу, которая не выщелачивается.

Опыт сжигания принят для широкого спектра РАО. Технология уменьшения их объемов сжиганием широко признана, эффективна и безопасна.

Цель плавления РАО – уменьшить объем как органических, так и неорганических РАО и придать им компактную форму, чтобы конечный продукт обладал высокими характеристиками по сопротивлению выщелачиванию.

Методы химической переработки РАО делят на две категории: сырое окисление и хими-ческое окисление. Сырое окисление осуществляется во влажной среде, поэтому оно не дает большого количества газов, как в обычных установках сгорания. Химическое окисление может быть реализовано использованием сильно окисленных реагентов, включая перманганаты, ди-хроматы, гипохлориты, персульфаты, пероксиды и система с азотной или серной кислотами.

Современное состояние обращения с РАО на АЭС Украины

На Запорожской АЭС в эксплуатации находятся:

  • 2 установки глубокого упаривания (переработка кубового остатка);
  • установка сжигания твердых РАО (переработка твердых низкоактивных РАО);
  • установка прессование твердых РАО (переработка твердых низкоактивных РАО);
  • установка сортировки твердых РАО (переработка твердых низкоактивных РАО).

В рамках международной помощи Запорожская АЭС планирует ввести в эксплуатацию комплекс по переработке радиоактивных отходов. По состоянию на конец 2010 года продолжа-лись работы по проектированию установки сжигания, установки суперпрессования, установки фрагментации.

Хранилища Запорожской АЭС для хранения твердых РАО заполнены практически на 70%. С целью увеличения свободных объемов хранилищ сооружается ангарное хранилище, предназначенное для хранения контейнеров с солевым сплавом, которые будут изъяты из хра-нилищ, что, в свою очередь, разрешит увеличить их объем на 30%.

На Ривненской АЭС эксплуатируются следующие установки по переработке РАО:

  • установка центрифугирования (переработка трапных вод);
  • 2 установки глубокого упаривания (переработка кубового остатка).

Ведутся работы по проектированию комплекса по переработке твердых радиоактивных отходов в составе:

  • установки изъятия;
  • установки фрагментации и сортировки;
  • установки суперпрессования;
  • системы радиационного контроля во время обращения с РАО.
Динамика образования и переработки РАО на Ривненской АЭС в период с 2007 по 2010 г.г.

На Хмельницкой АЭС эксплуатируются:

  • установка глубокого упаривания (переработка кубового остатка);
  • установка сжигания радиоактивной оливы);
  • установка центрифугирования (переработка трапных вод).
Динамика образования и переработки РАО на Хмельницкой АЭС в период с 2007 по 2010 г.г.

На Южно-Украинской АЭС в эксплуатации находится только установка прессования твердых низкоактивных РАО.

Динамика накопления РАО в хранилищах приведена ниже.

Источники::
1. Поводження з радіоактивними відходами / А.В.Носовский, З.М.Алексєєва, Г.П.Борозенець та ін.; За ред.А.В.Носовського.. – К.: Техніка, 2007. – С.84-135.
2. Доповідь про стан ядерної та радіаційної безпеки в Україні у 2010 році
3. http://www.npp.zp.ua/gallery/4?page=3