Очистка топлива от газообразных продуктов деления и их обезвреживание

Обработка, концентрирование и захоронение высокоактивных жидких и радиоактивных отходов на РХЗ является одной из самых важных и наиболее сложных технических проблем ЯТЦ (об этом мы поговорим позже).

Однако не менее сложной и практически нерешенной является обезвреживание долгоживущих газообразных и летучих отходов: ⁸⁵Kr (Т _½ = 10,8 лет), ³Т (Т _½ = 12,3 года) и ¹²⁹I (Т _½ = 16·10⁶ лет). Пока эти радиоактивные элементы выбрасываются через вентиляционную трубу в атмосферу.

Необходимо подчеркнуть, что наибольшую трудность представляет улавливание и хранение ⁸⁵Kr. Чтобы удовлетворить жестким требованиям Радиационной Безопасности и охраны окружающей среды РХЗ оборудуются многоцелевыми газоочистными системами, включающими в себя отдельно сложные установки для эффективного улавливания йода, трития и криптона. Для их сброса установлены весьма жесткие требования.

Криптон-85. Около 29 % всех осколков – газообразные Kr и Xe. Образуется при делении ядер урана с выходом около 1,5 % по цепочке b^--распадов:

Для удаления и хранения криптона-85 разрабатывается несколько методов. Один из них – криогенная дистилляция и хранение в стальных баллонах при высоком давлении или в больших цистернах при атмосферном давлении, низкотемпературная сорбция на активированном угле. В любом случае криптон-85 необходимо хранить 100-150 лет, что определяет значительные затраты на хранение. Рассматривается вариант хранения баллонов с криптоном в море на большой глубине. Основное количество 93‑98 % криптона выделяется на стадии механического измельчения топлива.

Тритий. В ВВЭРах накопление трития составляет 5,5‑8,9 ТБк на 1 т урана, а в РБН – 24‑48 ТБк на 1 т. Основная масса трития (85 %) удерживается в топливе и частично (15-18 %) оболочкой твэлов в виде гидридов циркония. В реакторах БН при высокой температуре большая часть проникает в натриевый теплоноситель.

Установлены жесткие нормы ПДК при удалении трития в атмосферу через вентиляционную трубу. Гигиеническая опасность от паров воды, содержащих тритий в 50 раз выше, чем от криптона-85 при одинаковой концентрации в воздухе. Согласно НРБ-99/2009 для окружающих АЭС и РХЗ районов ПДК для НТ 2,4 кБк/л и 6 Бк/л для НТО. Для реализации этих норм ведутся разработки методов полного удаления трития из топлива в виде «сухого» газа. Для этого газообразный тритий прежде всего необходимо выделить из отработавшего топлива до его растворения, т.е. при разделке ТВС. Разрабатывается метод так называемой волоксидации, при котором осуществляется каталитическое окисление трития в присутствии инертных газов с последующей адсорбцией воды на цеолитах.

Йод-129 образуется с выходом около 0,7 % при делении ядер урана-235 под действием тепловых нейтронов по цепочке b^--распадов:

Наиболее жесткие требования по сбросам предъявляются к ¹³¹I (Т _1/2 = 8,02 сут) и ¹²⁹I (Т _1/2 = 15,7 млн лет). Радионуклиды йода легко встраиваются в пищевые цепи, и попадают в организм человека, накапливаясь в щитовидной железе. Критическим изотопом йода является йод-131. Разработка высокоэффективных и надежных систем улавливания йода находится пока в стадии проектов. Известно, что при выдержке топлива свыше 180 сут происходит практически полный распад иода-131(активность уменьшается в @ 20 млн раз) и главной задачей становится улавливание долгоживущего йода-129. Йод-129 должен быть удален из сухих газов, т.е. перед растворением. Последние исследования ученых ФРГ показали, что если улавливать 90 % трития и криптона-85, а также 99-99,8 % йода, то активность газовых выбросов ЯТУ будет сравнима с естественным фоном. Для этого потребуются значительные средства для создания специальных установок РХЗ.

Для очистки от дисперсных частиц применяются специальные высокоэффективные фильтры.

Дата добавления: 2014-11-16