Остекловывание (витфикацию) применяют для жидких ВРАО

Цементирование и бетонирование применяют для жидких ВРАО и СРАО.

Битуминирование применяют к жидких СРАО и НРАО.

Технологическая обработка

Радиоактивные отходы — уникальные материалы, по отношению к которым не существует методов, способных изменить их естественную радиоактивность, т.е. самопроизвольное превращение неустойчивых атомных ядер в ядра других элементов, сопровождаемое альфа-, бета-, гамма- или протонным излучениями.

Единственным способом сниже­ния активности РАО до безопасного уровня является длительная их выдержка, веду­щая к естественному распаду содержащихся в них радионуклидов.

Можно говорить о технологиях обработки РАО, изменяющих ряд их свойств (агрегатное состояние, плотность, концентрацию и др.), что делает более удобными для хранения и захоронения или даже использования при естественном снижении их радиоактивности до приемлемого уровня путем сведения к минимуму объем собственно РАО и запе­чатать их в материалы, поглощающие радиоизлучение. Обычно для очистки слабо- и среднеактивных ЖРАО применяют методы, используе­мые для нерадиоактивных стоков.

Так обработка ЖРАО первой в мире АЭС (г. Обнинск) осуще­ствляется их выпаркой и ионным обменом, после чего очищенные стоки используют в системе оборот­ного водоснабжения для дезактивационных работ, промывки обо­рудования, приготовления химических реактивов и технологических растворов. Проведены первые коммерческие испытания ионообменной очистки ЖРАО цеолитами на установке по переработке облученного ядерного топлива вблизи Уэст-Велли (штат Нью-Йорк, США). Отходы в виде щелочных жидкостей и пульп хранятся в цистер­нах. Из них предстоит выделить плутоний, цезий и стронций. Остав­шиеся низкоосновные отходы предполагается подвергнуть отвержде­нию с последующим захоронением.

Наиболее простой является технология, в соответствии с которой ЖРО средней и низкой активности после обезвоживания до влажно­сти 20% транспортируют на хранение в виде порошка или прессован­ных таблеток.

Однако обычно используют технологии отверждения, предусматри­вающие упаривание ЖРО с последующим их включением в труднорастворимые битумные, цементные, остеклованные и другие матрицы с помещением в стальные бочки или контейне­ры, отправляемые на хранение.

Битумные блоки содержат 40-50% сухих радиоактивных веществ. Они устойчивы при температурах до 350°С, возгораются при 55О°С, их саморазогревание происходит при тепловыделении свыше 3 Вт/м. При транспортировании или в начальной стадии хранения, если температура превышает 110-120°С, битумная смесь может расслаиваться; она также подвержена бактериальному разложению. При общей поглощенной дозе 10 Гр битум набухает и выделяет взрыво­опасные газы.

Новое техническое решение проблемы ликвидации ЖРО средней и низкой активности с использованием органических отвердителей пред­полагает применение био- и фитосорбентов, в том числе отходов сель­ского хозяйства (свекловичный жом, солодовые ростки, пшеничные и ржаные отруби), деревообработки (древесные опилки), микробиологи­ческих производств (биомасса мицелиальных грибов). Однако опыт­ные испытания данного способа пока не проведены.

Цементно-бетонные блоки в отличие от битумных негорючи, их ра­диационная стойкость более высока. Наполнение блоков сухими РАО достигает 40%. Выщелачивание из них радионуклидов уменьшается добавлением жидкого стекла, вермикулита, цеолитов. Известно также использование в качестве отвердителя смеси цемента и волокнистого адсорбента (угля волоконной структуры с размером пор 10-20мм). Адсорбент не только дополнительно удерживает радиоактивные веще­ства, но и повышает прочность блоков. Содержание отходов в матрице может составлять 25-60%.

Стеклянные блоки (матрицы) дают наибольшее сокращение объема отходов при отверждении. Так, 1 м³ ЖРАО в боросиликатном стекле образует лишь 0,2-0,3 м³ твердых отходов, что в 3,7 раза меньше, чем в би­тумном блоке и в 10 раз ~ в бетонном. Скорость выщелачивания ра­дионуклидов падает соответственно в 100 и 10000 раз. Кроме боросоликатных и фосфатных стекол, для отверждения используют другие стеклообразные соединения с высокой температурой плавления: плавленый базальт, пористую керамику, керметы (керамика на основе металлов) и др. Керметы особенно эффективны, так как имеют высокую теплопроводность, большую прочность, пониженную выщелачиваемость, содержат до 70% сухих РАО, что выгодно отличает их от обычных стеклообразных масс. Включая ЖРО в керметы, можно сократить их объем в 100 раз. Этот способ используют для отверждения жидких и твердых отходов от переработки ОЯТ АЭС, АПЛ и других реакторов. При эксплуата­ции АЭС мощностью 1 ГВт в течение года образуется около 25 т ОЯТ. При остекловании этих отходов объем их сокращается до 3-4 м³ (или до 1,0-1,2 тыс. м³ в мире).

К настоящему времени в. мире уже накоплено около 250 тыс. т ОЯТ и ежегодно добавляется еще 10 тыс. т. Применительно к ним центральной является их регенерация ОЯТ, которая включает ряд радиохимических и химико-металлургических процессов, имеющих целью извлечение невы­горевшего первичного (уран) и накопление вторичного (Ри) горючего, а также других ценных элементов (нептуний, америций) для дальней­шего использования.

Известен способ обработки ОЯТ окислением, однако в окисленном состоянии оно интенсивно выделяет тепло (до 25 МВт/м⁵), гелий и кислород, что приводит к необходи­мости длительного хранения отходов перед захоронением.

Большинство стран приняло решение после выгрузки из реакторов выдерживать ОЯТ 30-50 лет в специальных наземных хранилищах. За это время активность и тепловыделение отработанного топлива снижаются в 25-30 раз по сравнению с топливом годовой выдержки. Лишь затем должно следовать окончательное захоронение. Однако его сроки пока не наступили для ОЯТ ни одной АЭС.

Применительно к АПА считают, что на ближайшее время единст­венно реальна концепция утилизации, предусматривающая вырезку РО без предварительной выгрузки радиоактивного оборудования ЯЭУ, герметизацию и выдержку реакторного отсека в течение 70-100 лет в защищенных от атмосферных осадков бетонированных ямах. Так, например, за 70 лет мощность источника активационного у-излучения уменьшается в среднем в 1000 раз.

Перспективными технологиями разделки частей АПЛ с высокой и средней наведенной активностью являются меха­ническое и гидравлическое, электрохимическая, лазерная, химико-механическая (с использованием жидких взрывчатых веществ) резка. Для компактирования загрязненных радиоактивностью металлов наи­более подходит их переплавка в индукционной печи со специальной очисткой отходящих газов. Компактные слитки металлов наиболее приемлемы для хранения. Шлак плавки подлежит захоронению.

Для радиоактивных отходов, содержащих легко воспламеняемые металлы, например цинк, компактирование переплавом опасно. Такие отходы предлагается загружать в контейнеры и подавать в них инерт­ные газы (азот, аргон). Закрытые контейнеры прессуют, и металл оказывается в безопасной нейтральной атмосфере.

Для локализации отходов щелочных (Na, К, Cs) металлов с наве­денной активностью, использовавшихся в качестве расплавленных теп­лоносителей, предложены шлакощелочные цементы (ШЩЦ) на осно­ве гранулированных металлургических шлаков, а также керамика на базе глин, песка, цеолитов, трехкальциевого алюмината. Для упрочне­ния на ШЩЦ пригодны методы пропарки, автоклавной обработки, сушки. Для отверждения в керамике эффективна теплообработка при 400-1000°С.

Несортированные радиоактивные ТБО переплавляют при 1400°С в
единственной в России плазменной шахтной печи МосНПО «Радон».
В шлак переходит до 98-99% радионуклидов, его объем в ~100 раз
меньше, чем исходного материала. Шлак можно захоронят без до­полнительной локализации радиоактивных элементов.

Для ТРАО, включающих хлорсодержащие полимерные материалы и биологические объекты, МосНПО «Радон» предложило сжигание с использованием экзотермической смеси и отходов, при этом верхний и нижний слои обязательно должны быть представ­лены этой смесью. Последнюю помещают в емкость так, чтобы между слоями и ее стенками оставался зазор, также заполняемый смесью.

МосНПО «Радон» предложило способ совместного цементирова­ния радиоактивных грунтов, содержащих органические компоненты и ЖРАО. Технология предусматривает нагревание грунта до 500-800°С, размалывание полученного продукта до удельной поверх­ности 1000 см /г, смешивание его с 10% и более цемента. К получен­ной смеси добавляют 25-30% ЖРО и выдерживают до образования цементного камня.

Степень переработки РАО, особенно наиболее активных материа­лов, в частности ОЯТ, в целом невелика. По сути, необходимо созда­ние специальной отрасли для обращения с отработанными твэлами, так как в России утилизируют только 30% ОЯТ АЭС и корабельных ядерных установок. Единственный завод ПО «Маяк» (Челябинск-40) предназначен лишь для переработки топливных сборок АЭС с реакто­рами ВВЭР и БН, транспортных судовых установок и исследователь­ских ядерных реакторов (порядка 3000 т/год). Обрабатывается также часть ЖРО низкой и средней активности — на Сибирском химиче­ском комбинате (СХК) под Томском и на горно-химическом комби­нате (ГХК.) под Красноярском.

В настоящее время нет полного комплекта установок по обработке РАО и на АЭС России. Битуминирование ЖРО используют на двух станциях, их глубокое упаривание — на трех. Твердые отходы прессу­ют на трех и сжигают на двух АЭС. На остальных станциях они хра­нятся без переработки. В целом на предприятиях атомной энергетики утилизируют 22,4% С АО и НАО, передают другим предприяти­ям 31,2%, отправляют в специальные хранилища 46,4%.

Помимо названных, имеется региональное хранилище НПО «Ра­дон» под Сергеевым Посадом, куда поступают РАО из центральных районов России. В год предприятие принимает более 3 тыс. м твер­дых и 300 м жидких отходов с суммарной активностью 100-200 тыс. Ки. Объемные отходы здесь прессуют, горючие — сжи­гают. Золу и ЖРО включают в твердую матрицу — цементную, битумную, стекло. Блоки хранят в гидроизолированных приповерхност­ных саркофагах.

Дата добавления: 2014-01-06