ПРИЛОЖЕНИЯ.. 142 10 страницаИспользование керамического плавителя в одностадийном процессе приводит к необходимости увеличивать поверхность варочной зоны, т.к. необходимая для обезвоживания перерабатываемых отходов энергия подводится через поверхность расплава. Недостатком существующих вариантов технологических схем и установок остекловывания РАО является отсутствие надежных малогабаритных дистанционно управляемых плавителей, способных работать длительное время при высоких температурах, что связано в первую очередь с низкой коррозионной устойчивостью керамических огнеупоров.
Таблица 4.8. Состав стекол для иммобилизации эксплуатационных радиоактивных отходов АЭС с реакторами РБМК
Другие: К2О, Fе2О3, SО4, NaС1, Li2О Перспективными являются индукционные плавители с холодным тиглем (ИПХТ). Использование более высоких температур и наличие в плавителе активного гидродинамического режима (перемешивание расплава вихревыми токами) обеспечивает высокую однородность получаемого расплава и отвержденного материала. Кроме того, использование высоких температур создает возможность включения РАО не только в боросиликатные и фосфатные, но и безборатные стекла на алюмосиликатной или титаносиликатной основе и минералоподобные материалы. В таблице 4.9 приведены параметры процесса остекловывания радиоактивных отходов в индукционном аппарате плавления с холодным тиглем(ИПХТ). Таблица 4.9. Свойства стекол
Зольный остаток от сжигания твердых радиоактивных отходов является пылящим продуктом, концентрирующим в себя радионуклиды из сжигаемых отходов. Обычно зольный остаток цементируют. Цементная матрица включает не более 20-30% зольного остатка и скорость выщелачивания ее составляет 103-104г/см2сут. Остеклованные зольные остатки более устойчивы к выщелачиванию (105-107г/см2сут). Объем иммобилизованных отходов при остекловывании значительно ниже, чем при цементировании. Остекловывание зольного остатка производят в плавителях с применением порошкообразных металлизированных топлив [69]. Применение порошкообразных металлизированных топлив позволяет получать стеклокомпозит безаппаратно, т. е. непосредственно в контейнерах, поскольку процесс остекловывания идет автономно - за счет экзотеримических реакций окисления топлива. Для этого зольный остаток перемешивают с топливом в соотношении (мас.%) 60: 40, смесь помещают в контейнер с двойными стенками и поджигают сверху, после чего процесс плавления и происходит в самоподдерживающемся режиме (рис. 12.5). Унос радионуклидов при остекловывании зольного остатка <1-2%. Автономное остекловывание с помощью порошкообразного металлизированного топлива применяется также и для иммобилизации неорганических ионообменников (клиноптилолит) и загрязненного глинистого грунта. Вопросы для самопроверки. 1. Глубокое упаривание радиоактивных солевых растворов. 2. Иммобилизация отходов в битумы и полимеры. 3. Периодический и непрерывный процесс битумирования. 4. Иммобилизация радиоактивных отходов в цемент. 5. Кальцинация солевых растворов. 6. Другие способы отверждение жидких РАО. 7. Остеклование низко- и среднеактивных отходов.
6. ПЕРЕРАБОТКА ТВЕРДЫХ РАО Твердые радиоактивные отходы на АЭС составляют детали демонтированных частей оборудования, отработанные аэрозольные и прочие фильтры, различные приспособления с наведенной радиоактивностью и др. Твердые радиоактивные отходы (ТРО) содержат: • конструкции оборудования, изделия из металлов и сплавов; • изделия из керамики, стекла (например, лабораторная посуда); • фильтры системы газоочистки; • ионообменные смолы, сорбенты и т. д. • тару, бумагу, древесину; • изделия из резины, полимерных материалов и пластмассы; • спецодежду и средства индивидуальной защиты, ветошь,; На АЭС организуется учет и хранение ТРО, чтобы исключить их бесконтрольное попадание в окружающую среду. Целью обработки ТРО является изменение размеров, объема и их физико-химических характеристик для повышения эффективности иммобилизации и кондиционирования отходов при хранении или захоронении. Обработка ТРО призвана уменьшить объемы конечных упаковок, повысить безопасность и экономичность хранения и захоронения кондиционированных отходов. 5.1. Предварительная обработка ТРО Прием. Все ТРО собирают в специальные контейнеры в местах их образования. Одновременно с загрузкой в контейнеры производится сортировка ТРО по уровню активности. Прием твердых радиоактивных отходов предполагает осмотр, измерения и контроль сопроводительной документации на партию ТРО. Измеряется мощность дозы гамма-излучения на поверхности упаковки и на расстоянии 1 м от нее. При отсутствии в документации необходимых данных, особенно в части радионуклидного состава и суммарной активности, упаковки с отходами направляются на сортировку и анализ для идентификации присутствующих в ней радионуклидов. Сортировка. Проводится на местах образования ТРО для подготовки их к прессованию. Отделяются крупные металлические предметы для последующей фрагментации. Извлекаются емкости с остатками жидкостей и влажных отходов, для предотвращения выхода их за пределы контейнеров прессования и радиоактивного загрязнения всего оборудования. Отслеживается нахождение в ТРО токсичных или химически агрессивных жидкостей, взрывоопасных или легко воспламеняющихся материалов. Изделия из пластиков, резинотехнические изделия и другие материалы, способные после прессования "релаксировать" и принимать исходную форму, смешивают с "нерелаксирующими" отходами, такими как упаковки из тонкого металла, текстиль, древесные отходы и др. Такая мера позволяет предотвратить возможное разрушение контейнера и поломки оборудования. Загрязненную спецодежду, расходные материалы (фильтры, прокладки) — сжигают или прессуют. Дымовые газы проходят систему грубых и тонких фильтров. В результате очистки от твердых частиц удаляемые газы практически не содержат радиоактивных веществ. Фрагментация. Фрагментации подвергают радиоактивные отходы, представляющие собой крупногабаритное оборудование, что необходимо для облегчения упаковки материалов при транспортировании, контейнерном кондиционировании, хранении или захоронении. Основные методы фрагментации включают разборку оборудования, резку и другие методы измельчения. Применяют следующие методы фрагментации [74]: плазменно-дуговой, метод "дуговой пилы", разрядно-взрывной с линейной формой разряда и традиционные методы резки металлов. В документах [75-79] выполнен обзор методов и оборудования для измельчения и очистки бетонных и металлических конструкций при выводе из эксплуатации ядерных установок. Механические методы фрагментации основаны на прямом воздействии на рабочую поверхность обрабатываемых предметов при помощи разрушающих, рассекающих или размывающих средств. Процесс резки не дает вторичных трудноудаляемых отходов или отходов в виде мелких осколков. Образующиеся в небольшом количестве отходы легко могут быть собраны и удалены. Недостатком механических методов является соотношение больших размеров устройств с относительно малым объемом разрезания, а также возможность смятия объектов резки. Это может привести к появлению заусенцев и деформациям, затрудняющих дальнейшую дезактивацию объекта (например, трубопроводов). В таблице 5.1 приведены основные характеристики механических средств резки и измельчения материалов конструкций [75]. Таблица 5.1. Режущие и разрушающие средства.
Схема стенда для сортировки и фрагментации ТРО показана на рис. 5.1.
5.2. Прессование ТРО Механическая обработка ТРО включает операции по уменьшению размеров и сокращению их объема путем прессования. Коэффициент уменьшения объема при применении механических методов зависит от характеристик отходов (плотность, прочность и т.п.) и применяемых средств. Основными механическими методами обработки ТРО являются компактирование, или прессование, с предшествующей фрагментацией крупных объектов, элементов оборудования, которые неприемлемы для прессования и по своим физическим размерам не позволяют эффективно использовать объемы стандартных контейнеров для иммобилизации. Прессование под низким давлением. Установки прессования различаются по давлению, которое пресс может развивать при сжимании отходов. Прессы низкого давления обычно развивают усилие до 10 МН. Различают установки, на которых прессование производится: • внутри стальных бочек; • внутри ящиков; • пакетировкой; • в винтовом прессе типа экструдера. Коэффициент сокращения объема в результате прессования обычно не превышает 10 и зависит от состава ТРО: максимальный коэффициент у металлических отходов (8-10), минимальный - у резинотехнических изделий и полимерных материалов (2-3). Для прессования используют вертикальные и горизонтальные прессы [81]. В Нидерландах и Великобритании получило распространение прессование ТРО в кипы с постоянной площадью сечения и толщиной, определяемой количеством отходов[82]. В национальной лаборатории Айдахо и на заводе в Роки-Флетс ТРО прессуют в тюки [83]. Наиболее распространено прессование ТРО, проводимое внутри стандартизованных бочек, как, например, в Сакле, Франция, и в Маундской лаборатории, США [6.10]. Сведения о прессовании ТРО в бочки с использованием прессов низкого и высокого давления приведены в обзоре [75]. Прессование в бочках часто используется как подготовка отходов к суперпрессованию. Бочки со спрессованными отходами в дальнейшем поступают на суперпресс, где прессованию подвергается вся бочка вместе с отходами. В качестве одного из типичных примеров рассмотрим пакетировочную установку прессования в ГУП МосНПО "Радон" [27]. Она выполнена на базе серийного брикетировочного пресса БА 1330, произведенного Азовским ПО "Донпрессмаш", и состоит из: • гидравлического пресса, развивающего усилие 100 т на последней ступени, • узла выгрузки спрессованных брикетов, • системы газоочистки. Пакетировочный пресс снабжен герметичным кожухом над камерой прессования. Камера снабжена дверью для загрузки металлических барабанов с отходами для прессования, которые помещают под пуансон пресса. Цикл прессования состоит из двух стадий: продольного и поперечного прессования. После прессования брикет устойчивой формы размерами 320x320x600 мм через шиберное отверстие пресса попадает в бочку объемом 200 л. Узел выгрузки расположен в герметичном боксе, оборудован кантователем бочек и дверью для установки в бокс пустых и выемки заполненных спрессованными брикетами бочек. По мере заполнения на 2/3 объема бочка грузозахватным механизмом вынимается из герметичного бокса, закрывается герметичной крышкой и отправляется на спецавтомобиле ОТ-20 для заливки в бочку цементного раствора, замешенного на низкосолевых низкоактивных ЖРО. Система газоочистки предназначена для очистки отходящих газов и для создания необходимого разряжения в узлах установки и состоит из газоходов, камеры фильтрования (фильтры ФА-1) и вытяжного вентилятора. Схема установки прессования приведена на рисунке 5.2.
Рис. 5.2. Схема установки прессования на базе вертикального гидравлического пресса (1-защитный бокс,2-гидротолкатель, 3-пресс, 4-привод пресс формы, 5-насосная станция, 6- пресс-форма контейнер, 7- транспортная тележка). Прессование под высоким давлением. Прессы высокого давления, также называемые суперкомпакторами., позволяют добиться наибольшего сокращения объема. После обработки высоким давлением из первичных бочек с отходами получаются так называемые "таблетки" спрессованных отходов. В таких прессах используется давление 10 МН или выше. Суперкомпактирование используется для уменьшения объема разных типов отходов, включая бумагу, пластмассы и ткани, обычно относящиеся к категории сжимаемых отходов, а также такие материалы, как металлы, бетонный мусор, стекло, дерево, песок и т. д., которые не удается сжимать прессами с низким усилием. Прессованием под высоким давлением можно получить продукт плотностью >90% от его теоретической плотности. Спрессованные "таблетки" радиоактивных отходов обычно помещают в бочки большего диаметра для последующей иммобилизации в цемент. Применение суперкомпакторов экономически оправдано при больших объемах ТРО. Далее, ТРО помещают в здание хранилища отходов. Емкость ячеек для хранения ТРО рассчитывается так, чтобы они были заполнены не ранее, чем через 10 лет после начала эксплуатации АЭС. Предусматривается возможность создания дополнительных ячеек. Отдельно хранятся твердые радиоактивные отходы высокой степени загрязненности, для них емкость ячеек рассчитана на хранение отходов в течение всего срока работы АЭС, то есть в течение 30 лет. Предусматривается возможность извлечения части ТРО из ячеек и переправление в региональные хранилища. Ячейки хранилищ выполнены из железобетона, дно ячеек находится выше уровня грунтовых вод, имеет гидроизоляцию снаружи строительных конструкций и поддон из нержавеющей стали. Кровля и перекрытие над хранилищем отходов исключают попадание атмосферных осадков в ячейки для хранения ТРО. Сами ячейки находятся под строгим дозиметрическим контролем, для чего по периметру хранилища сделаны наблюдательные скважины, из которых регулярно отбираются пробы воды для анализа на содержание радиоактивных веществ.
Вопросы для самопроверки. 1. Переработка твердых РАО. 2. Предварительная обработка ТРО. Прием. Сортировка. Фрагментация. 3. Прессование ТРО. 4. Прессование под низким давлением. 5. Прессование под высоким давлением. 6. Хранилища. Емкость ячеек для хранения ТРО.
7. ОБРАЩЕНИЕ С ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ Свежее топливо поступает на АЭС в виде тепловыделяющих сборок (ТВС), помещенных в транспортные контейнеры, разработанные для перемещения ТВС с завода-изготовителя на АЭС по нормам МАГАТЭ. В конструкции контейнеров предусмотрены все возможные аварийные ситуации на транспорте. Общая масса топлива в полной загрузке активной зоны реактора – около 80 тонн. Радиоактивность свежего топлива в ТВС низка, поэтому, в случае транспортной аварии, облучение людей и загрязнение местности маловероятны. Обращение с облученным топливом, требует особых мер безопасности. На атомной станции действует специальная система транспортировки и хранения топлива. Основные операции с ядерным топливом следующие: · прием, хранение и подготовка свежего топлива к загрузке в реактор;
6.1. Хранение свежего ядерного топлива (ЯТ) Узел свежего топлива на атомной станции расположен в спецкорпусе. Здесь проводятся все операции с ядерным топливом до момента его загрузки в реактор: прием, входной контроль, хранение, подготовка свежих ТВС к загрузке. Доставка ТВС в реакторное отделение производится в защитных чехлах специальной внутристанционной платформой. Хранилища свежего ЯТ оборудованы системой аварийной сигнализации о возникновении самоподдерживающейся цепной реакции (СЦР). Различают три класса хранилищ. Хранилища класса 1 располагаются выше незатопляемой отметки. Соседние помещения не должны содержать трубопроводов с водой и другими замедлителями, которые могут попасть в хранилище. Хранилища класса 2 располагают также выше незатопляемой отметки. В нем должны отсутствовать трубопроводы с водой и другими замедлителями. Хранилища обеспечиваются сигнализаторами обнаружения воды, дренажными системами или насосами аварийной откачки воды, связанными с сигнализаторами обнаружения воды. Хранилища класса 3 должны быть оборудованы насосами аварийной откачки воды, включающимися в работу по сигналам от датчиков обнаружения воды. 6.2. Хранение отработавшего ядерного топлива Отработанное топливо (ОЯТ) имеет высокую радиоактивность, поэтому все операции по замене отработавших ТВС на свежие, перестановке ТВС внутри активной зоны реактора выполняются с помощью специального механизма – перегрузочной машины под слоем воды, обеспечивающим защиту персонала. Хранение отработавших топливных сборок производится внутри герметичной оболочки реакторного отделения в стеллажах бассейна выдержки под защитным слоем воды, содержащей раствор борной кислоты. Это обеспечивает необходимую радиационную защиту и охлаждение тепловыделяющих сборок за счет естественной циркуляции. Отработавшее ЯТ выдерживается в приреакторных хранилищах в течение времени, достаточного для снижения радиоактивности и тепловыделения до уровней, позволяющих осуществлять его вывоз. При проектировании системы хранения и транспортирования отработавшего ЯТ предусматривают меры или устройства, исключающие возможность повышения температуры оболочек ТВЭЛов при хранении и транспортировании выше значений, установленных для нормальной эксплуатации системы хранения и транспортирования и нарушений нормальной эксплуатации, включая проектные аварии. Хранение отработавшего ЯТ в воде или другой жидкой среде. В герметичной оболочке реакторного отделения предусмотрена емкость, которая позволяет разместить весь объем загрузки активной зоны на любой момент эксплуатации реактора - бассейн выдержки отработавшего ЯТ. Она оборудована системами обеспечения безопасности: - отвода тепла от охлаждающей среды (за исключением случаев, когда доказано, что при отсутствии системы отвода тепла от охлаждающей среды в бассейне выдержки проектные значения температуры охлаждающей среды не превышаются); - контроля удельной активности охлаждающей среды; - очистки охлаждающей среды; - технологического контроля (содержания гомогенных и гетерогенных поглотителей; температуры, уровня охлаждающей среды, контроля химического состава воды, содержания водорода в воздухе); - радиационного контроля; - вентиляции; - заполнения и опорожнения бассейна выдержки; - контроля, сбора и возврата протечек; - подпитки; - аварийной подпитки. В проекте хранилища предусмотрены: система очистки охлаждающей среды, система подпитки, технология обращения с негерметичными ТВС. Протечки и течи охлаждающей среды не должны превышать величину подпитки и аварийной подпитки при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии. Фильтрующее оборудование системы вентиляции должно ограничивать потенциальный выброс радионуклидов и радиоактивных аэрозолей. Система вентиляции должна обеспечивать разбавление и безопасное удаление водорода, образующегося в результате радиолиза воды. Сухое хранение. При сухом хранении отработавшего ЯТ способ охлаждения должен быть независим от внешних источников энергии и исключать возможность повышения температуры оболочек ТВЭЛов. Средства контроля утечек газообразной охлаждающей среды и фильтры должны ограничивать выход радиоактивных веществ. Для сухих хранилищ необходимо предусматривать меры по контролю и ограничению накопления радиоактивных веществ в хранилище, контролю попадания замедлителя и контролю температуры. ОЯТ выдерживается на АЭС не менее трех лет, при постоянном контроле уровня и температуры воды в бассейне выдержки и концентрации в ней борной кислоты. Затем ОЯТ вывозят на предприятие по регенерации топлива в специальных транспортных контейнерах ТК-13, обеспечивающих полную безопасность при транспортировке железнодорожным транспортом даже в случае железнодорожных аварий. Вывоз топлива производится специальным эшелоном, в состав которого входят несколько вагон-агрегатов с транспортными контейнерами. 6.3. Переработка ОЯТ При "сжигании" ядерного топлива, из его расщепляющейся части в реакторных установках образуются продукты деления, такие как изотопы бария, стронция, цезия, иода, криптона и ксенона (Ba, Sr, Cs, I, Kr, и Xe). Они высоко радиоактивны, недолговечны и накапливаются в пределах самого топлива.Изотопы плутония 239Pu, 240Pu и 241Pu, а также и некоторые изотопы других трансурановых элементов, формируются из атомов 238U в активной зоне ядерного реактора при поглощении ими нейтронов и последующим бета-распаде. Все эти изотопы радиоактивны и, кроме расщепляющегося плутония, который "сжигается", остаются в исчерпанном топливе, когда его удаляют из реактора. Большинство трансурановых изотопов формирует долгоживущую часть высокоуровневых отходов.В мире эксплуатируется более 400 ядерных энергоблоков. Ежегодная выгрузка ОЯТ составляет ~ 25 кг/МВт или около 10,5 тыс. т. Из легко-водного реактора мощностью 1000 МВт ежегодно извлекается до 25 тонн исчерпанного топлива.  Рис. 6.1. Изменение состава топлива в легководном реакторе за три года.Его отличие от свежего топлива показано на рис. 6.1. В ядерном топливном цикле основное внимание уделяется высокоуровневым отходам, содержащим продукты деления и трансурановые элементы, которые образуются в процессе работы ядерного реактора.  Рис. 6.2. Уменьшение уровня радиоактивности продуктов деления в одной тонне отработанного ядерного топлива PWR реактора. Отработанное топливо представляет собой устойчивые керамические формы (UO2). Уровень радиоактивности таких отходов быстро уменьшается (Рис. 6.2). Спустя сорок лет после выгрузки топлива из реактора, в нем остается менее одной тысячной доли начального уровня радиоактивности (Рис. 6.2).Эта особенность отличает отходы атомной промышленности от химических отходов, которые всегда остаются опасными. Чем более длительному сроку хранения подвергаются отходы атомной промышленности, тем менее опасными они становятся для окружащей среды и последующей обработки (Рис. 6.3).  Рис. 6.3. Радиоактивность высокоактивных отходов, выделенных из одной тонны ядерного топлива реактора. ОЯТ представляет собой ценное сырье, в результате переработки которого, подавляющая часть выделенных элементов может быть вновь использована, а объем радиоактивных отходов значительно уменьшится. Ресурсная база ядерной энергетики – воспроизводство делящихся материалов (рис. 6.4), когда в отработавшем ядерном топливе происходит накопление плутония [84].
Рис.6.4. Исходные и конечные компоненты топливного цикла
Радиационной проблемой такого топливного цикла является накопление высокофоновых изотопов плутония (239,240,241,242Pu), нептуния (237Np), трансплутониевых элементов (241,247Am, 242,244Cm), четных изотопов урана (232,234,236U), а также более тяжелых актинидов, образующихся при распаде 242Pu (табл. 6.1). Таблица 6.1 Характеристики топлива реактора ВВЭР-1000 (обогащение 4,4 %) при 3-годичной кампании
Окончание таблицы 6.1.
|
