Практическая работа №3

Технологии обращения с РАО при выводе из эксплуатации блоков АС

Цель работы

Закрепить знания по современному представлению проблемы вывода из эксплуатации блоков АЭС России

Содержание работы

1. Изучение современных представлений по обращению с РАО на АС России.

2. Ознакомление с технологиями обращения с РАО.

3. Изучение особенностей обращения с РАО при ВЭ блоков АС.

4. Оформление практической работы:

– размещение материалов настоящего пособия (в сокращенном виде);

– размещение материалов индивидуального задания.

5. Защита выполненной работы.

1 Обращение с радиоактивными отходами, включая транспортировку, хранение/захоронение. Радиоактивность конструкций блока АЭС

(по материалам ВНИИАЭС, авт. Хубецов С.Б.,)

1.1 Атомные электрические станции наряду с производством тепла и электроэнергии, непрерывно генерируют радионуклиды в результате деления изотопов урана и плутония в активной зоне реактора и активации нейтронами конструкционных материалов реакторной установки.

Система переработки радиоактивных сред на АЭС в России построена, в основном, по проектным решениям, разрабатывавшимся в 50-60 годы. В соответствии с существовавшими в то время требованиями и технологическими возможностями, была принята схема переработки РАО, использующая следующие подходы:

- жидкие радиоактивные среды (ЖРС) собираются, усредняются по физико-химическому и радиохимическому составу и перерабатываются с помощью ионного обмена и выпаривания;

- очищенная вода возвращается в цикл АЭС. Избыток очищенной воды сбрасывается в окружающую среду (дебалансные воды);

- концентраты после переработки ЖРС (кубовые остатки) и ионообменные смолы (ИОС) направляются на хранение в жидком виде или в виде пульпы в хранилище жидких отходов (ХЖО);

- твердые радиоактивные отходы сортируются по уровню активности и направляются на хранение навалом в хранилище сухих отходов (ХСО или ХТРО);

- кондиционирование РАО должно производиться по мере внедрения необходимых технологий и оборудования или на стадии вывода из эксплуатации АЭС.

В то же время в России на ряде АЭС стадия эксплуатации уже завершена (Нововоронежская и Белоярская АЭС), на некоторых близка к завершению, но работы по кондиционированию, вывозу и захоронению РАО до сих пор не проводятся в необходимых объемах в связи с отсутствием могильников РАО и связанных с этим критериев приемлемости кондиционированных РАО к захоронению.

1.2 Нуклидный состав эксплуатационных радиоактивных отходов состоит из радионуклидов – продуктов деления (цезий, стронций, йод) и радионуклидов – продуктов активизации конструкционных материалов реакторной установки (кобальт, никель, марганец). Среди этого набора радионуклидов отсутствуют в значимых количествах изотопов с периодом полураспада более 30 лет, что позволяет в концептуальном плане рассматривать возможность захоронения этой категории отходов в могильниках со сроком гарантированной изоляции радиоактивных отходов в них в течении 300-500 лет, т.к. в течении этого периода происходит практически полный их радиоактивный распад до допустимого уровня.

1.3 Дальнейшее развитие атомной энергетики требует внедрения целостной системы по обращению с радиоактивными отходами, основой которой является концепция (техническая политика). Концепция определяет развитие вопросов переработки, хранения, транспортирования и захоронения радиоактивных отходов.

Конечной целью осуществления концепции является реализация технологий и оборудования по переработке отходов, проектов безопасного хранения и захоронения отходов. “Концепция...” РФ по обращению с радиоактивными отходами атомных станций предполагает пять этапов обращения с радиоактивными отходами на АЭС (рисунок1) и стадию захоронения.

Рисунок 1 – Схема концепции РФ по обращению с радиоактивными отходами АЭС

1.4 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 устойчивость, взрывобезопасность, механическая прочность получаемого продукта, отсутствие газовыделения, а также экономические показатели.

Кондиционирование жидких отходов – концентрирование, отверждение концентратов, размещение продукта переработки в упаковки (бочки, контейнеры или другие ёмкости). Кондиционирование твердых отходов – сжигание прессование, дезактивация, нанесение защитных покрытий, размещение в упаковки (бочки, контейнеры и другая тара).

Для кондиционирования низко- и среднеактивных ЖРО на АЭС в РФ и во всем мере общепринятыми считаются методы цементирования и битумирования.

Как цементирование, так и битумирование не приводит к сокращению количества кондиционированных РАО, а при долговременном хранении неизбежно будут сопровождаться делокализацией радионуклидов за счет выщелачивания и биологической деградации компаунда.

Основными технологическими стадиями процесса очистки ЖРО на установке ионоселективной очистки являются предварительная фильтрация и подготовка исходного раствора, озонирование, фильтрация и селективная сорбция.

За время работы пилотной установки ИОС с 2005 по 2010 год (по данным Кольской АЭС) на ней было переработано около 500 м³ кубовых остатков и получено 4, 8 м³ отработанного сорбента, 20 м³ радиоактивного шлама и 270 м³ нерадиоактивного «солевого плава».

1.5 Временное хранение кондиционированных отходов на площадке АЭС обусловлен отсутствием региональных могильников, но также может быть связан с необходимостью снижения активности отходов.

Захоронение радиоактивных отходов означает окончательное удаление отходов из сферы деятельности человека. Захоронение может осуществляться в приповерхностных слабо заглублённых могильниках и в глубоких геологических формациях в зависимости от изотопного состава и других характеристик отходов.

В настоящее время ни одна АЭС РФ не имеет полного комплекта установок по кондиционированию радиоактивных отходов. На некоторых АС жидкие радиоактивные отходы перерабатываются на установках битумирования или на установках глубокого упаривания. Твердые радиоактивные отходы на ряде АЭС после сортировки прессуются. На остальных АС ТРО хранят без переработки.

1.6 Основными направлениями работ по обращению с РАО на первой очереди НВАЭС определены следующие:

- разработка технологии и оборудования по расконсервации, 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 по эффективным методам переработки ИОС, приводящих к существенному (не менее, чем в 10 раз) сокращению ИОС;

- внедрение технологического комплекса плазменной переработки ТРО НВАЭС, обеспечивающую переработку несортированных ТРО с включениями металла, стекла, строительных отходов и др. негорючих отходов.

Для хранения переработанных отходов могут быть использованы неиспользуемые по прямому назначению помещения первой очереди.

В качестве основного вида контейнеров для хранения и транспортировки РАО на НВАЭС принят и используется контейнер НЗК-1, 5. Контейнер удобен для складирования большинства видов РАО, хорошо укладывается в складские технологии хранения и полностью готов для транспортировки на пункты окончательной изоляции РАО.

Состояние дел с внедрением технологий и транспортно-технологической инфраструктуры на НВАЭС позволяет надеяться, что к 2013 – 2014 годам НВАЭС будет полностью оснащен оборудованием для кондиционирования РАО, их затариванию, паспортизации, временному хранению и вывозке РАО на пункты захоронения РАО.

1.7 Анализ распределения ТРО атомных станций по категориям показывает, что основной объем ТРО приходится на низкоактивные отходы – около 94%. Доля среднеактивных отходов составляет 5 %, а высокоактивных – 1 % от общего объема ТРО (таблица 1).

Таблица 1 – Типичное распределение эксплуатационных РАО на АЭС с реакторными установками (РУ) различного типа по категориям (в процентах)

1.8 Как было отмечено, объектов со статусом “могильник” в стране нет. Наиболее актуальной проблемой следует, вероятно, считать целенаправленный переход от концепции долговременного хранения короткоживущих отходов к концепции их бессрочной изоляции – захоронения. Подобный вопрос успешно решается во многих странах. Концепцию захоронения отходов можно проиллюстрировать последовательностью стадий обращения с отходами, показанной в левом столбце на рисунке 2. Концепция долгосрочного хранения (с той же степенью упрощения) подразумевает удлинение всей цепи за счёт ввода стадий, указанных в правом столбце.

Рисунок 2 – Сопоставление концепций хранения и захоронения радиоактивных отходов

Сопоставления этих схем показывает, что путь “отложенного решения” намного дороже, более растянут во времени и, поэтому, может быть оправдан только для наиболее опасных отходов, тех, которые требуют геологического захоронения. Тем не менее, длительное хранение отходов – это общепринятая практика в настоящее время.

1.9 К особенностям обращения с РАО на стадии вывода из эксплуатации на АЭС следует отнести:

- на АЭС остаются все накопленные в процессе эксплуатации жидкие и твердые РАО;

- отсутствует основной источник радиоактивного загрязнения – ядерное топливо;

- уровень загрязнения определяется наведенной и поверхностной активностью подлежащих демонтажу трубопроводов, оборудования, защитных материалов;

- степень загрязненности оборудования и помещений и их количество постоянно снижается за счет естественного распада радионуклидов, проводимых дезактивационных работ, частичного демонтажа и вывоза слабозагрязненного оборудования.

Кроме того, меняется соотношение радиационно-значимых нуклидов (цезия, стронция, кобальта) за счет существенной разницы в их периодах полураспада и различного воздействия них дезактивационных растворов (в первую очередь выводятся более растворимые радионуклиды цезия и стронция).

Оценка количества отходов, образующихся на стадии вывода из эксплуатации, представлены в таблице 2.

Таблица 2 – Отходы от вывода блоков из эксплуатации

В таблице не учтены отходы из мебели, электротехнического и электронного оборудования, теплоизоляции, электрических кабелей и т. п.

1.10 В процессе вывода из эксплуатации РАО образуются в формах, отличных по типу от материалов и отходов, с которыми обычно имеют дело на стадии эксплуатации атомной электростанции. Кроме того, на используемые методы и технологии дезактивации не накладываются ограничение по сохранению эксплуатационных характеристик оборудования и сооружений, что позволяет использовать более жесткие рецептуры для химической дезактивации и механические методы очистки вплоть до разрушения поверхностей (например строительных конструкций).

В связи с этим для их переработки должны быть использованы иные методы, причем существенное сокращение объемов РАО может быть достигнуто за счет применения эффективных средств дезактивации, методов контролируемого демонтажа, глубокой сортировки РАО, избирательной переработки. Так, большая часть материалов оборудования и металлоконструкций, содержащие активированные продукты только в коррозионном слое, а не в матрице, может быть дезактивирована до допустимых уровней и возвращена для вторичного использования.

В настоящее время на ряде АЭС проводятся испытания абразивно-динамических методов дезактивации оборудования и помещений (газо- или гидроабразивные, дезактивация сухим льдом и т.д.), положительные результаты которых которые позволяют надеяться на широкое их использование на стадии вывода из эксплуатации блоков.

1.11 При выводе блоков из эксплуатации ожидается поступление значительного количества промышленных отходов, содержащих радионуклиды в незначительных количествах, ниже допустимых пределов.

Кроме того, следует отметить, что глубокая сортировка накопленных ТРО и ввод в эксплуатацию комплексов по кондиционированию всех видов РАО приведет к образованию на АЭС достаточно большого количества отходов, загрязненных или содержащих радионуклиды техногенного происхождения, но не являющихся ТРО. Обращение (в т.ч. изоляция) с такими отходами, в отличие от освобожденных от контроля отходов, требует мероприятий по радиационной защите, но эти меры весьма ограничены по сравнению с теми, которые требуются для радиоактивных отходов.

1.12 Необходимость и целесообразность проведения всех работ по обращении с РАО должна быть обоснована в проекте вывода энергоблока из эксплуатации и с учетом рекомендаций МАГАТЭ не накладывать чрезмерного бремени на будущие поколения.

В то же время, отсутствие прогресса в принятии решения по окончательному захоронению РАО приводит к постоянной и технически необоснованной экономической нагрузке на АЭС по временному хранению РАО.

В связи с этим, предлагается реформировать систему обращения с РАО АЭС таким образом, чтобы она позволяла:

- определить долю затрат на обращение с РАО в общей структуре затрат АЭС;

- разработать и внедрить стандарты на физико-химические свойства РАО, упаковки с РАО, и временные хранилища с учетом мест окончательной локализации;

- разработать необходимые нормативные документы, регламентирующие хранение РАО, очень низкоактивными отходами (ОНАО) и снятия материалов и/или отходов из-под радиационного контроля;

- внедрить технологии и средства контроля, обеспечивающие возможность эффективного и надежного анализа ОНАО и РАО;

- обеспечить экономические (рыночные) механизмы, стимулирующие необходимость снижения затрат на обращение с РАО;

При этом по вопросу обращения с ОНАО и особыми радиоактивными отходами (ОРАО) необходимо учесть и решить следующие вопросы:

- провести инвентаризацию мест хранения отходов и выделение из их массы ОНАО и ОРАО;

- определить с участием местных органов власти места окончательной изоляции ОНАО и ОРАО;

- выполнить обоснование безопасности изоляции;

- выполнить работы по изоляции и консервации ОНАО и ОРАО.

1.13 На рисунке 3 приведен вариант организационно-технической схемы обращения с РАО АЭС, который позволил бы в рамках существующих нормативных актов оптимизировать затраты АЭС на обращение с РАО без изменения законодательной базы.

Рисунок 4 – Вариант схемы обращения с РАО АЭС

Особые виды радиоактивных отходов. На АЭС с РБМК при ремонте (и возможной разборке при ВЭ) графитовой кладки реактора образуются тысячи тонн отходов графита. Графит относится, в основном, к среднеактивным РАО, загрязненным продуктами активации графита (¹⁴С) или топлива (в случае его просыпей при работе).

Графит является с химический точки зрения химическим элементом и наиболее компактной и инертной формой вещества. Любой способ передела приведет к существенному увеличению объема и снижению химической стойкости продукта, т. е. к снижению радиационной безопасности системы.

Графит представляет опасность в случае воспламенения, вдыхания пыли или делокализации просыпей топлива. В настоящее время отсутствует надежный промышленный способ обращения с графитом, однако безопасность обращения с ним может быть обеспечена достаточно просто за счет организационных мероприятий по предотвращению ингаляционного пути воздействия, возгорания и прямого контакта с ним. Один из способов – это контейнеризация в герметичных контейнерах и обеспечение пожарной безопасности мест хранения. Можно считать это отложенным решением вопроса до разработки надежной и безопасной технологии обращения с облученным графитом.

Контрольные вопросы

1. Какая схема переработки РАО принята на АЭС России?

2. Каков нуклидный состав эксплуатационных РАО?

3. Какие этапы обращения с РАО на АЭС и какая заключительная стадия предусмотрены концепцией обращения с РАО в РФ?

4. Что представляет собой кондиционирвание РАО, как оно осуществляется для жидких РАО?

5. Что понимается под временным хранением и захоронением РАО?

6. Какие направления работ по обращению с РАО проводятся в настоящее время на НвАЭС?

7. Каково типичное распределение ТРО по активности и объемам характерно для блоков АС России?

8. В чем состоит различие концепций обращения с короткоживущими РАО, предусматривающими их долговременное хранение перед захоронением или захоронение без долговременного хранения?

9. В чем состоят особенности обращения с РАО на стадии ВЭ блока АС?

10. Какова оценка количества отходов, образующихся на стадии вывода из эксплуатации?

11. Какие возможности дезактивации РАО, образующихся при ВЭ блоков АС?

12. В чем заключается проблема обращения с низкоактивными и особыми РАО при ВЭ блоков АС?

13. Какие существуют предложения по реформированию системы обращения с РАО с учетом процесса ВЭ блоков АС?

14. Прокомментируйте вариант организационно-технической схемы, оптимизирующий затраты на обращение с РАО АЭС.

15. Каковы особенности обращения с отходами графитовой кладки уранграфитовых реакторов?