Основними джерелами утворення радіоактивних відходів (РАВ) є діючі АЕС. Радіоактивні речовини утворюються під час роботи АЕС на потужності при поділі ядер U235, U233, Pu239 в активній зоні реактора, а також в результаті активації нейтронами різних матеріалів, що знаходяться в активній зоні, тобто як продукти ядерних реакцій тощо. У середньому, залежно від потужності та типу реакторної установки, за рік утворюється від 0,15 до 0,35 м3 рідких радіоактивних і від 0,1 до 0,3 м3 – твердих РАВ на 1 МВт.

У процесі експлуатації енергоблоків АЕС утворюються три основних види РАВ: газоаерозольні, рідкі та тверді, і головною умовою безпеки є їх знешкодження. Враховуючи негативний вплив РАВ на людей і навколишнє природне середовище, необхідно здійснювати збирання і надійну ізоляцію відходів з урахуванням особливостей радіонуклідів, а також відмінностей їх фізико-хімічних і біологічних властивостей.

Поводження з газоподібними РАВ зводиться, фактично, до їх розсіювання в довкіллі (викиди) після процедури очищення. Досвід експлуатації АЕС показав, що вжиті при проектуванні АЕС заходи щодо обмеження потужності викидів, а також дотримання проектного режиму експлуатації обладнання для очищення викидів забезпечили виконання нормативних вимог. За весь час роботи АЕС України в нормальному режимі не було випадків перевищення потужності радіоактивних викидів понад обмеження, встановлені чинними нормативними документами. Існуючі на українських АЕС системи очищення в умовах нормальної експлуатації забезпечують рівні викидів нижчі за міжнародні й національні норми.

Контроль за рівнями викидів радіоактивних речовин в атмосферне повітря контролюється автоматизованими системами радіаційного контролю, встановленими на всіх джерелах викидів, та лабораторними дослідженнями після проведення пробовідбору.

Поводження з рідкими РАВ. Утворення рідких РАВ (РРВ) на АЕС пов’язане з особливостями технологічного процесу та не передбаченими цим процесом протіканнями рідких радіоактивних середовищ, система поводження з РРВ складається, загалом, з джерел їх утворення та установок зберігання й переробки.

На АЕС утворюються такі види РРВ:

  • кубовий залишок як наслідок переробки трапних вод і вод спецпралень на випарних установках спецводоочищення;
  • відпрацьовані сорбенти, що надходять з фільтрів установок спецводоочищення у разі вичерпання ресурсу іонообмінного матеріалу, а також інші відпрацьовані фільтрувальні матеріали;
  • шлами та пульпи;
  • відпрацьовані мастила та змішані рідини.
Хімічний цех Запорізької АЕС: центральний зал хімводоочищення

Перед переробкою РРВ збирають у баки для тимчасового зберігання та витримування. Система зберігання РРВ на АЕС складається з вузлів збору та тимчасового їх зберігання.

Кубовий залишок, фільтрувальні матеріали разом із шламами та мастильні матеріали зберігаються окремо. Відпрацьовані фільтрувальні матеріали, сорбенти системою гідротранспорту подаються в резервуари, де зберігаються під шаром води.

Схема переробки первинних РРВ на АЕС з реакторами типу ВВЕР містить випарні апарати спецводоочищення та вузол реагентів. Після упарювання первинних рідких радіоактивних середовищ на установках спецводоочищення одержують кубовий залишок, до складу якого входять нерозчинні й розчинні солі натрію, а також заліза, магнію, кальцію тощо.

У процесі переробки радіоактивні та інші хімічні речовини виділяють з відходів, а очищену воду повертають у технологічний процес.

Для переробки РРВ на АЕС використовують термічний, сорбційний і мембранні методи.

Термічний метод – дистиляція або упарювання – найбільш розповсюджений і зручний спосіб переробки РРВ. Здійснюється цей спосіб у спеціальних випарних апаратах з підведенням тепла від водяної пари. Розчин РРВ з випарного апарата насосами подається в доупарювач, де відбувається його глибоке упарювання. Пара доупарювача конденсується й повертається в резервуар коагульованої води, а кубовий залишок перекачується в баки зберігання відходів. Очищена вода через фільтр-пастку направляється в баки чистого конденсату, з яких після контролю на радіоактивність і солевміст пускається в оборотне водокористування.

Сорбційний метод передбачає видалення радіонуклідів з рідких відходів у вигляді твердої фази в результаті адсорбції, іонного обміну, адгезії тощо. Проте через селективність до окремих радіонуклідів метод сорбції не можна розглядати як основний метод очищення від радіонуклідів.

Сорбцію проводять у спеціальних апаратах при динамічних або статичних умовах на насипаних або намивних фільтрах зі спеціальними іонообмінними смолами.

Мембранні методи – це методи, за допомогою яких видалення радіоактивних речовин з відходів здійснюється на молекулярному рівні. Серед них найбільш ефективними є зворотний осмос, електродіаліз і ультрафільтрація.

Через різноманітність радіоактивних і нерадіоактивних забруднювачів, у тому числі через присутність аміаку, масел, жоден зі згаданих методів очищення окремо не забезпечує очищення РРВ до необхідного ступеня. Тому на АЕС система очищення РРВ – складний ланцюг операцій, виконуваних спеціальними апаратами, що реалізують різні методи очищення. Таким чином, технологія очищення включає в себе декілька послідовних операцій. На виході такого ланцюга операцій отримують два продукти: високоактивний концентрат, що надходить на ствердіння й захоронення, і конденсат, що відповідає усім вимогам до якості води для повторного використання на АЕС або для скидання у відкриті водоймища.

Концентрати, отримані внаслідок очищення РРВ, являють собою шлаки після фільтрації й хімічної обробки, відпрацьовані іонообмінні смоли, кубові залишки після упарювання. Ці концентрати звичайно піддають ствердінню методами бітумування, цементування, полімеризації та ін.

Ствердіння концентратів РРВ відбувається включенням їх у зв’язувальні матеріали, які можна поділити на три основні групи: термопластичні (бітум та ін.); термореактивні (смоли поліефірні, карбамідні тощо); неорганічні (цемент, гіпс, скло і т.д.).

Зв’язувальні компоненти повинні мати:

  • низьке вимивання, що характеризує високі ізоляційні властивості;
  • добру сумісність зі складовими концентрату відходів, що забезпечує мінімальний об’єм кінцевого продукту;
  • міцність, що включає руйнування стверділого продукту в аварійних ситуаціях при транспортуванні;
  • біостійкість – стверділі продукти не повинні піддаватися впливові бактерій і мікроорганізмів;
  • радіаційну стійкість, що визначає, зокрема, газовиділення зі стверділих продуктів.

Сьогодні для ствердіння РАВ досить широко у багатьох країнах застосовується спосіб бітумування, при якому радіоактивні відходи змішують з бітумом. Бітум – продукт перегонки нафти або кам’яного вугілля. Гідростійкість бітуму забезпечує досить надійну гідроізоляцію включених компонентів. Бітуми привертають увагу такими позитивними якостями, як непроникність, пластичність, достатня хімічна інертність, невисока вартість, стійкість до впливу мікроорганізмів.

Останнім часом розробляються технології, в яких бітум заміняють штучними полімерами. Полімеризація проходить, як правило, без нагрівання. Метод полімеризації особливо зручний для фіксації відпрацьованих іонообмінників. Апаратура при цьому може бути використана та сама, що й для бітумування. Полімерні продукти мають за деякими параметрами кращі в порівнянні з бітумом властивості. Полімери мають добру хімічну стійкість. Термореактивні смоли як зв’язувальні матеріали відрізняються простотою здійснення процесу ствердіння й деякими позитивними властивостями стверділого продукту – стійкістю до впливу механічних, термічних і радіаційних навантажень.

Цементування – один із методів ствердіння як гомогенних (кубові залишки), так і гетерогенних (пульпи) відходів. Процес цементування полягає у включенні радіоактивних речовин у портландцемент марки 500 з наступним утворенням твердого моноліту і заснований на взаємодії в’язких речовин цементу (оксиди кальцію, силікати, алюмінати тощо) з водою, що міститься у відходах, без підвищення температури.

Сьогодні одним з найдоцільніших методів ствердіння рідких високоактивних РАВ визнане осклування. Спосіб осклування відходів забезпечує розкладання значної кількості хімічних сполук, що входять до складу відходів; тим самим усувається необхідність враховувати їхній шкідливий вплив при захороненні і значно скорочується об’єм у порівнянні з бітумуванням (у 2-4 рази) і цементуванням (у 10 разів).

Поряд з осклуванням, розробляють й інші методи ствердіння відходів з метою одержання термодинамічно більш стійких, ніж скло, продуктів, здатних зберегти протягом тривалого часу механічну міцність і хімічну стійкість. До таких продуктів належать склокераміка, а також різні види мінералоподібної кераміки.

Поводження з твердими РАВ. Основним джерелом утворення твердих РАВ (ТРВ) у процесі експлуатації АЕС є технічне обслуговування й ремонт енергоблоків.

При проведенні ремонтних робіт на устаткуванні АЕС радіоактивними стають частини або деталі заміненого устаткування й трубопроводів, інструмент, що застосовувався в роботах, електро- і теплоізоляційні матеріали, одяг, протиральне ганчір’я тощо.

Система поводження з твердими РАВ на АЕС містить: збирання відходів у первинну тару на місцях їх утворення; сортування за активністю; транспортування відходів до централізованих місць збору чи переробки; переробку РАВ; пакування первинної тари з твердими РАВ у транспортні контейнери; транспортування контейнерів із твердими РАВ до сховища ТРВ на спецавтомобілях; приймання відходів та їх вивантаження до секцій сховища; ведення обліку та звітності щодо РАВ.

Усі ТРВ на АЕС збирають у спеціальних приміщеннях, сортують і за необхідності переробляють з метою зменшення їх габаритів.

Тверді РАВ після переробки зберігають у сховищах ТРВ, спеціально споруджених на території АЕС. Сховища ТРВ – це заглиблені бетоновані вмістища, гідро ізольовані від підземних і атмосферних вод. Вони перебувають під суворим дозиметричним контролем, для чого навкруги сховищ споруджені спостережні свердловини, з яких періодично відбирають проби води для аналізу на вміст радіоактивних речовин. Зберігання передбачає можливість вилучення РАВ для їх переробки та транспортування.

Робота з контейнером сольового плаву на Хмельницькій АЕС

Першим кроком у послідовності етапів поводження з ТРВ є їх збирання та сортування.

Сучасна політика поводження з РАВ передбачає сортувати їх на етапі збирання за максимально можливою кількістю ознак та критеріїв, з урахуванням вимог подальших етапів поводження з РАВ (тимчасове зберігання, переробка, кондиціонування і захоронення). Такими ознаками найчастіше є:

  • радіаційні характеристики РАВ;
  • можливість їх спалювання, пресування;
  • доцільність проведення дезактивації;
  • необхідність фрагментації тощо.

До операцій попередньої обробки належать дезактивація, збирання і сортування РАВ, підпресування, фрагментування, сушіння тощо.

Метою дезактивації є зменшення об’ємів РАВ, переведення їх з більш високої групи в нижчу, а також покращення умов радіаційного захисту персоналу, населення та навколишнього середовища. Під дезактивацією мається на увазі очищення поверхні устаткування від радіоактивного забруднення за допомогою промивання, нагрівання, хімічних та електрохімічних процесів, механічного й інших видів очищення.

Під переробкою ТРВ розуміють будь-яку операцію, що змінює їхні характеристики. Головними цілями переробки є: підвищення безпеки на подальших етапах поводження з ними, зменшення негативного впливу на довкілля, економія коштів на зберігання та захоронення ТРВ.

Критеріями вибору конкретного методу переробки є відповідність продукту переробки умовам подальших етапів поводження з РАВ – кондиціонування, транспортування, тимчасового зберігання, захоронення. На вибір методу переробки РАВ впливають вимоги діючих норм, правил і стандартів у сфері безпечного поводження з РАВ, вимоги до форми, фізико-хімічних і радіаційних характеристик тощо.

Механічна переробка ТРВ. Мета механічної переробки ТРВ – зменшення їх об’єму.

Зменшення розмірів ТРВ покращує пакування РАВ для транспортування, зберігання, захоронення або підготовки РАВ до наступної переробки. Основні методи механічного зменшення розмірів включають демонтаж, розпилювання, розрізування і дроблення.

Демонтаж застосовують при знятті ядерних установок з експлуатації відомими в будівництві методами.

Розпилювання і розрізування зменшують розміри габаритного обладнання, використовуючи циркулярні, поперечні, ланцюгові пилки, абразивні круги, плазмове різання, пневматичні й гідравлічні дробильні механізми тощо.

Дробленням зменшують розміри ТРВ (збільшують їх густину) або готують більш гомогенні суміші низькоактивних ТРВ. Дроблення може використовуватися разом або з пресуванням, або зі спалюванням.

Пресування РАВ є одним з найпродуктивніших методів зменшення об’єму відходів. Преси кваліфікують, як правило, за тиском, котрий вони розвивають. Преси низького тиску (силою 10МН) призначені для пресування, головним чином, пластикату, паперу, гуми й текстилю.

Суперпресування – це пресування силою тиску, вищою за 10 МН. При суперпресуванні РАВ розміщують, як правило, в бочки, а потім пресують їх. Спресовані «брикети» пакують в інші контейнери – як циліндричні, так і прямокутні.

Термічна переробка РАВ. Процеси термічної обробки включають широкий набір окисних і піролітичних технологій ефективними методами зменшення об’єму спалюваних РАВ.

Спалювання – найбільш відомий процес термообробки. Існує багато різних типів установок спалювання для переробки різних РАВ – від низько активних РАВ АЕС до високоактивних від переробки ядерного палива. Однак переробка вже середньоактивних РАВ може бути складнішою, ніж переробка низькоактивних РАВ, через необхідність використання захисних екранів і дистанційної техніки. Якщо ж у РАВ присутні α-випромінювачі, потрібно розглядати ймовірність критичності.

Кондиціонування. Після переробки РАВ повинні мати стан, що підходить до транспортування, тривалого зберігання або захоронення. Для цього й потрібне кондиціонування. Методи кондиціонування можуть бути або суміщені з методами переробки (наприклад, осклуванням чи плавленням), або є самостійними (цементування і бітумування).

Широкого застосування набув метод цементування – омонолічування в цементні блоки подрібнених ТРВ. Як правило, це дрібні куски металу, фільтри і бочки з відходами після суперпресування.

Методом осклування скло спочатку плавлять у вогнетривкому реакторі допоміжним нагріванням, потім підтримують у розплавленому стані (1100-1260 0С) електронагріванням за допомогою занурених електродів. РАВ вводять з одного боку печі вище розплавленого скла з повітрям для спалювання. Спалювання відбувається за рахунок випромінювання від розплавленого скла. Вихідний газ виводиться з протилежного боку печі. Твердий продукт після спалювання і негорючі матеріали оскловуються й можуть безперервно видалятися або компонуватись у матрицю що не вилуговується.

Досвід спалювання прийнятний для широкого спектра РАВ. Технологія зменшення їх об’ємів спалюванням широко визнана, ефективна і безпечна.

Мета плавлення РАВ – зменшити об’єм як органічних, так і неорганічних РАВ і надати їм компактної форми, щоб кінцевий продукт мав високі характеристики щодо опору вилуговуванню.

Методи хімічної переробки РАВ поділяють на дві категорії:

  • сире окиснення;
  • хімічне окиснення.

Сире окиснення здійснюється у вологому середовищі, тому воно не дає великої кількості газів, як у звичайних установках спалювання. Хімічне окиснення може бути реалізоване використанням сильно окисних реагентів, включаючи перманганати, діхромати, гіпохлориди, персульфати, пероксиди і система з азотною або сірчаною кислотами.

Сучасний стан поводження з РАВ на АЕС України

На Запорізькій АЕС в експлуатації перебувають:

  • 2 установки глибокого упарювання (переробка кубового залишку);
  • установка спалювання твердих РАВ (переробка твердих низькоактивних РАВ);
  • установка пресування твердих РАВ (переробка твердих низькоактивних РАВ);
  • установка сортування твердих РАВ (переробка твердих низькоактивних РАВ).

На Рівненській АЕС експлуатуються наступні установки з переробки РАВ:

  • установка центрифугування (переробка трапних вод);
  • 2 установки глибокого упарювання (переробка кубового залишку).

Здійснюються роботи з проектування комплексу з переробки твердих радіоактивних відходів у складі:

  • установки вилучення;
  • установки фрагментації та сортування;
  • установки суперпресування;
  • системи радіаційного контролю під час поводження з радіоактивними відходами.

На Хмельницькій АЕС експлуатуються:

  • установка глибокого упарювання (переробка кубового залишку);
  • установка спалювання радіоактивної оливи;
  • установка центрифугування (переробка трапних вод).

На Южно-Українській АЕС в експлуатації знаходиться тільки установка пресування твердих низькоактивних РАВ.

Джерела:
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. Матеріали Держатомрегулювання