Витрификация

Обращение со среднеактивными РАО

Обычно в ядерной индустрии среднеактивные РАО подвергаются ионному обмену или другим методам, целью которых является концентрация радиоактивности в малом объёме. После обработки уже гораздо менее радиоактивное тело полностью обезвреживают. Существует возможность использовать гидроксид железа в качестве флокулянта для удаления радиоактивных металлов из водных растворов. После абсорбции радиоизотопов гидроксидом железа полученный осадок помещают в металлический барабан, где он перемешивается с цементом, образуя твердую смесь. Для большей стабильности и долговечности бетон изготовляют из зольной пыли или печного шлака и портландцемента (в отличие от обычного бетона, который состоит из портландцемента, гравия и песка).

Обращение с высокоактивными РАО

Хранение

Для временного хранения высокоактивных РАО предназначены резервуары для хранения отработанного ядерного топлива и хранилища с сухотарными бочками, позволяющие распасться короткоживущим изотопам перед дальнейшей переработкой.

Витрификация

Долговременное хранение РАО требует консервации отходов в форме, которая не будет вступать в реакции и разрушаться на протяжении долгого времени. Одним из способов достижения подобного состояния является витрификация (или остеклование). В настоящее время в Селлафилде (Великобритания) высокоактивные РАО (очищенные продукты первой стадии пурекс-процесса) смешивают с сахаром и затем кальцинируют. Кальцинирование подразумевает прохождение отходов через нагретую вращающуюся трубу и ставит целью испарение воды и деазотирование продуктов деления, чтобы повысить стабильность получаемой стекловидной массы.

В полученное вещество, находящееся в индукционной печи, постоянно добавляют измельченное стекло. В результате получается новая субстанция, в которой при затвердении отходы связываются со стеклянной матрицей. Это вещество в расплавленном состоянии вливается в цилиндры из легированной стали. Охлаждаясь, жидкость затвердевает, превращаясь в стекло, которое является крайне устойчивым к воздействию воды. По данным международного технологического общества, потребуется около миллиона лет, чтобы 10 % такого стекла растворилось в воде.

После заполнения цилиндр заваривают, затем моют. После обследования на предмет внешнего загрязнения стальные цилиндры отправляют в подземные хранилища. Такое состояние отходов остаётся неизменным в течение многих тысяч лет.

В России ОЯТ транспортируется либо на ПО «Маяк» (г. Озерск, Челябинская обл.) для переработки (ОЯТ реакторов ВВЭР-440, БН-600, судовых и исследовательских), либо на завод РТ-2 Горнохимического комбината (г. Железногорск, Красноярский край) для длительного хранения (ОЯТ реакторов ВВЭР-1000). В перспективе на заводе РТ-2 будет осуществляться и длительное хранение ОЯТ реакторов РБМК-1000 после его вывоза из пристанционных хранилищ. Горно-химический комбинат является федеральным государственным унитарным предприятием в структуре Государственной корпорации “Росатом”. Предприятие создавалось как комплекс объектов по наработке оружейного плутония для создания оборонного ядерного щита государства. Основным видом деятельности комбината в настоящее время является обращение с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) атомных электростанций, обеспечивающих надежную и устойчивую работу атомной энергии России. С 1985 года на комбинате введен в эксплуатацию комплекс зданий и сооружений хранилища отработавшего ядерного топлива завода регенерации РТ-2, в котором и принимают ОЯТ реакторов ВВЭР-1000.

Рис.5 Бассейн выдержки ОЯТ на Красноярском ГХК
Перевозка отработавших тепловыделяющих сборок с АЭС осуществляется в специальных транспортных упаковочных комплектах (ТУК), которые помещаются в железнодорожные транспортеры и отдельными литерными поездами перевозятся в хранилище ФГУП “ГХК”.

Рис.6 ТУК

ТУКи и транспортеры являются собственностью Горно-химического комбината. Условия безопасной перевозки ОЯТ обеспечиваются ограничением до безопасных приемлемых уровней радиоактивного излучения от упаковок как при нормальных условиях транспортирования, так при возможных железнодорожных авариях.
Радиационная безопасность при транспортировании ОЯТ обеспечивается за счет поглощения излучения высокопрочным стальным корпусом контейнера толщиной до 360 мм, а ядерная безопасность за счет использования конструкции нейтронопоглощающих материалов и конструкции транспортного чехла.
Все транспортные упаковочные комплекты сертифицированы и отвечают требованиям российских и международных норм безопасной перевозки при нормальной перевозке и аварийных условиях:

• Падение на твердое основание с высоты 9 м
• Нахождение в очаге пожара при температуре пламени не менее 800 °C в течение 30 минут
• Погружение в течение 1 часа под воду на глубину 200 м
• Падение на металлический штырь диаметром 15 см и высотой 20 см.

В пути следования специалисты комбината находятся в вагоне сопровождения, контролируют с пульта контроля технические и радиационные параметры упаковок с ОЯТ.
Физическая защита при перевозках ОЯТ обеспечивается вооруженными караулами ВВ МВД России.
Аварийно-техническое обеспечение перевозок ОЯТ обеспечивается постоянной готовностью аварийно-спасательных формирований Росатома по предупреждению и ликвидации аварий на транспорте.

Рис.7 Вагон для перевозки ОЯТ

После транспортирования ОЯТ на ГХК производится перегрузка ОТВС из транспортных контейнеров в чехлы хранилища.

Рис.8 Чехлы хранилища

Хранилище ОТВС завода РТ-2 состоит из 15 отсеков хранения, отсека перегрузки и соединяющего их транспортного коридора. Конструкция стен отсеков выполнена из высокопрочного монолитного железобетона, облицованного нержавеющей сталью. Отсеки хранения отделены от транспортного коридора запорными устройствами – шандорами. ОТВС перегружаются из транспортного контейнера под слоем воды в чехлы хранилища и устанавливаются в отсеки. Отсеки заполнены водой, которая является теплоносителем для отвода тепла и, одновременно, выполняет роль биологической защиты обслуживающего персонала от действия ионизирующего излучения.
Безопасность хранения обеспечивается защитными техническими барьерами от ионизирующей радиации и распространения радиоактивности за счет:
- герметичной конструкции тепловыделяющих элементов сборки;
- поглощения излучения водой;
- прочной железобетонной конструкции отсеков бассейнов с перекрытием из истовой стали;
- строительных конструкций здания с принудительной системой воздухообмена и очисткой воздуха от радиоактивных аэрозолей, исключающей выброс радиоактивных аэрозолей в атмосферу.
В хранилище ведется постоянный контроль за содержанием в воде радионуклидов и химических элементов. Система водоснабжения и охлаждения замкнутая, без сброса воды в окружающую среду.

Рис.9 Контейнер для хранения ОЯТ

Основные объемы РАО размещаются в 33 регионах РФ на 69 предприятиях в 1170 временных хранилищах различного типа.

Пока человечество не придумало ничего более разумного, чем простое хранение отработавшего ядерного топлива (ОЯТ).

Заключение

Использование ядерной энергии решает многие проблемы, вставшие перед человечеством на пороге третьего тысячелетия, - энергетические, экологические, технологические. Правда, противники развития ядерной энергии утверждают, что именно эти проблемы она и порождает.

Мировая атомная промышленность "завалена" отходами собственной жизнедеятельности. К 1999-2000 гг. в мире было накоплено, по разным оценкам, от 140000 до 200000 тонн ОЯТ. Российская доля здесь порядка 14000 тонн. Каждый год в мире образуется дополнительно 10500 тонн ОЯТ. Здесь российская доля составляет порядка 640 - 710тонн.Сегодня есть только два способа обращения с ОЯТ:
· захоронение выгруженного топлива,
· переработка (регенерация) с частичным извлечением урана и плутония для последующего их использования и захоронение радиоактивных отходов, образовавшихся при переработке.
Проекты захоронения трудно осуществлять из-за невозможности это сделать гарантированно безопасно, особенно в густонаселенных областях. Понимая это, население резко протестует против подобных проектов.
В то же время перерабатывающие заводы в Великобритании, Франции и России не способны решить проблему, так как при переработке образуется еще большее количество отходов, и их тоже надо где-то хоронить.
Переработка ОЯТ применялась, в основном, для выделения ядерных материалов, пригодных для создания ядерного оружия. В условиях, когда ведущие страны мира обладают уже более чем достаточными запасами оружейного плутония, дальнейшая его наработка потеряла смысл. Тем более, что сам плутоний является источником альфа- излучения высокой интенсивности и крайне опасен для всего живого, даже не будучи заправлен в боеголовки.
Между тем, поиск приемлемого способа избавления от радиоактивного мусора прекратить невозможно. Только в России сейчас находится 550 миллионов тонн таких отходов.

Рис.10 ОЯТ в контейнерах

Рис. 11 Хранилище ОЯТ

Список литературы

1.Авчинников А.В., Божин Ю.М. Смоленская АЭС глазами эколога. Центр общественной информации Смоленской АЭС г. Десногорск, 2011

2.Беляев А.М. Радиоэкология: (Текст)/ А.М. Беляев. – М.: Просвещение, 2007

3.Бюллетень МАГАТЭ. Т. 42. №3. — Вена, 2005

4.Кедровский О.Л., Шишиц Ю.И., Леонов Е.А., и др. Основные направления решения проблемы надежной изоляции радиоактивных отходов в России: (Текст)/ О.Л. Кедровский, Ю.И. Шишиц., Е.А. Леонов. – М.: Атомная энергия, 2009

5.Кочкин Б.Т. Выбор геологических условий для захоронения высокорадиоактивных отходов: (Текст)/ Б.Т. Кочкин. – М.: ИГЕМ РАН, 2008

6. Лаверов Н.П., Омельяненко Б.И., Величкин В.И. Геологические аспекты проблемы захоронения радиоактивных отходов: (Текст)/ Н.П. Лаверов., Б.И. Омельяненко., В.И. Величкин. – М.: Геоэкология, 2003

7.По материалам конференции «Безопасность ядерных технологий: экономика безопасности и обращение с ИИИ»

Поиск по сайту: