Полная версия

Главная arrow Математика, химия, физика arrow Инновационная технология иммобилизации радиоактивных отходов на основе магнезиальных матриц

  • Увеличить шрифт
  • Уменьшить шрифт


<<   СОДЕРЖАНИЕ ПОСМОТРЕТЬ ОРИГИНАЛ   >>

АНАЛИТИЧЕСКИЙ ОБЗОР СОВРЕМЕННЫХ МЕТОДОВ ИММОБИЛИЗАЦИИ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ АЭС

Проблема безопасного обращения с РАО является одной из основных проблем, от которой зависят масштабы и динамика развития ядер- ной энергетики, а также дальнейшее внедрение ядерных и радиационных технологий. Надежное и долговременное изолирование радионуклидов от биосферы — одна из важных задач обеспечения экологической безопасности ядерной энергетики. Несмотря на то что в последнее время на некоторых АЭС внедряется практика по минимизации образования РАО, объем накопленных и образующихся ЖРО столь значителен, что проблема их безопасного, эффективного и наиболее приемлемого с экономической точки зрения кондиционирования и захоронения в ближайшие десятилетия не утратит своей актуальности.

Источники образования и классификация жидких радиоактивных отходов на АЭС

В процессе эксплуатации ЯЭУ происходит образование жидких радиоактивных отходов (ЖРО), содержащих радиоактивные элементы в количествах, не допускающих их сброс в окружающую среду.

Одна из причин появления радионуклидов в водных средах — это нейтронная активация теплоносителя 1-го контура и содержащихся в нем примесей. Основными продуктами активации воды являются 42К и 24Na с периодом полураспада 12 и 15 ч соответственно [1]. Из-за коррозии конструкционных материалов и последующей активации металлов в теплоносителе накапливается 60Со (Т1/2 = 5,3 года), 54Mn (Т1/2 = 312 сут.), 55Fe (Т1/2 = 45 сут.) и более коротко живущие 5lCr, 58Со, 122Sb, l24Sb. Продукты деления попадают в теплоноситель вследствие того, что абсолютная герметичность твэлов практически недостижима. При загрузке реактора считается допустимым наличие до 0,1% негерметичности твэлов. При нормальной работе реактора активность теплоносителя может достигать 3,7-106 Бк, а при появлении дефектов в оболочке твэла — 3,7-108 Бк [2]. Для предотвращения накопления в реакторе и парогенераторе продуктов коррозии часть теплоносителя систематически выводят из аппаратов, направляют на очистку от радионуклидов и примесей и возвращают в систему. Отходами установок поддержания воднохимического режима служат ионообменные смолы (ИОС) байпасной очистки теплоносителя и конденсатов, а также растворы от химической регенерации фильтров.

Для обеспечения минимального содержания в контурной воде взвесей продуктов коррозии и растворимых солей ее фильтруют через механические намывные фильтры, где в качестве фильтрующего материала применяют обычно перлит, и через ионообменные Н+ и ОН- фильтры (смешанного или раздельного действия).

В качестве фильтрующего материала при этом используют сильнокислый катионит марки К-2-84С и сильноосновный анионит марки АВ-17-84С.

Одновременно из контурной воды при фильтровании выводятся также и радионуклиды. Таким образом, формируется первая группа гетерогенных отходов — пульпы отработавших фильтроматериалов, которая характеризуется достаточно высоким уровнем активности: до 1010 Бк/л.

Другим источником попадания радионуклидов в отходы на АЭС с реакторами кипящего типа являются ионитовые фильтры, очищающие конденсат турбин от солей, попадающих в него в основном с подсосами охлаждающей воды в конденсаторы [3]. В РФ для этой цели применяют насыпные регенерируемые фильтры. Регенерацию фильтров производят обычно 5%-ми растворами азотной кислоты и натриевой щелочи. Отработавшие растворы переходят в категорию гомогенных отходов. Необходимо отметить высокую засоленность отработавших регенератов: в них содержится почти столько солей, сколько во всех других типах отходов, вместе взятых.

Первый контур реактора ВВЭР-440, который используется на Кольской АЭС, дезактивируют последовательной промывкой его окислительным раствором, содержащим перманганат калия (КМп04) и щелочь, и восстановительным, основным компонентом которого является щавелевая кислота [4]. ЖРО после дезактивации контура ВВЭР-440 образуются в меньшем количестве, так как объем его составляет всего около 150 м3, но имеют большую засоленность. Образование и поступление на переработку этой группы отходов — периодическое: 1 контур обычно промывают 1 раз в 2 года.

В результате протечек 1-го контура радионуклиды выходят из контура теплоносителя. Неорганизованные протечки воды, попадая в трап, образуют вместе с другими отходами так называемую трапную воду.

Радиохимический состав контурной воды существенно зависит от выхода продуктов деления из тепловыделяющих элементов, т.е. определяется герметичностью их оболочек, и в каждом конкретном случае индивидуален. На ИОС задерживаются в основном растворенные радионуклиды, находящиеся в ионной форме, и прежде всего I37Cs; на механических фильтрах — в основном взвеси активированных продуктов коррозии 6°Со, ге, 54Мп, 5|Сг и др.; в кубовых остатках (КО) остаются все нелетучие радионуклиды, находящиеся как в ионной форме (137Cs), так и в виде взвесей (активированные продукты коррозии).

Загрязненные радионуклидами поверхности требуют периодической дезактивации, которой подлежат помещения, оборудование, одежда и персонал. Она проводится, как правило, водой с различными моющими добавками. Растворы после дезактивации представляют собой ЖРО. Дезактивация оборудования проводится обычно двухванным окислительно-восстановительным способом с использованием тех же реагентов, что и в случае промывки контура ВВЭР (щелочь, перманганат калия, щавелевая кислота).

Дезактивацию помещений проводят в настоящее время водным (1%-ным) раствором препарата СФ-ЗК с последующее водной промывкой. Состав препарата СФ-ЗК, % масс.: сульфонол — 15, гексаметафосфат натрия — 35, щавелевая кислота — 50. Этот тип отходов составляет основу трапных вод, относится к категории малосолевых и служит поставщиком детергентов в трапные воды.

При дезактивации одежды, обуви и т.п. образуются прачечные воды. В этих операциях используют обычно значительное число реагентов, которые можно разбить на две группы: детергенты (ОП, сульфонол, мыло) и соли или солесодержащие компоненты (щавелевая кислота, сода, фосфат натрия).

Засоленность прачечных вод невелика и равна 1-2 г/л. Однако количество их значительно до 30% общего объема отходов АЭС. В состав прачечных вод входят соли жесткости, так как при стирке обычно используют техническую (водопроводную) воду.

Душевые воды, образующиеся в санпропускнике, по содержанию радионуклидов, как правило, удовлетворяют требованиям на сброс в открытую гидросеть, их относят к категории неактивных отходов и сбрасывают в хозяйственно-фекальную канализацию.

На АЭС существуют также протечки неактивных вод и растворов, которые попадая в трап, влияют на количество и состав трапной воды [5]. Эти протечки вызваны негерметичностью оборудования, трубопроводов, запорных устройств и т.п. Большую часть этих протечек составляет охлаждающая вода конденсаторов турбин, с которой в трапные воды поступают соли жесткости, а также хлоридионы при использовании для охлаждения морской воды. Наличие агрессивных хлоридионов в трапной воде особенно нежелательно из-за возможности коррозии аппаратуры. Исходя из вышесказанного, ЖРО АЭС формируются из следующих составляющих [6-8]:

  • • организованные и неорганизованные протечки;
  • • отработанные дезактивационные растворы;
  • • взрыхляющие воды и регенерационные растворы ионообменных фильтров спецводоочистки и конденсатоочисток;
  • • промывочные растворы теплообменного оборудования;
  • • сливы лабораторий;
  • • воды спецпрачечных и душевых;
  • • трапные воды.

Жидкие радиоактивные отходы АЭС имеют сложный химический состав, компонентами которого являются:

  • • растворенные соли (нитрат натрия, основной компонент отходов, образуется при смешении кислых и щелочных регенерационных и дезактивационных растворов; оксалат натрия образуется при нейтрализации щавелевой кислоты, используемой при дезактивации помещений; бораты калия и аммония — образуются при нейтрализации борной кислоты из протечек контурной воды);
  • • взвеси (соли жесткости), попадающие с протечками охлаждающей воды и с водами спецпрачечной;

• органические вещества (детергенты — сульфонол, мыло) — попадают из растворов от дезактивации оборудования и стирки спецодежды; машинное масло попадает в отходы с трапной водой машинного зала [9-11].

Жидкие радиоактивные отходы с реакторов РБМК и ВВЭР близки по своему химическому составу [табл. 1.1-1.6]. В силу специфики оборудования и особенностей технологического процесса на атомных станциях с реакторами РБМК образуется в 1,5-2 раза больше эксплуатационных ЖРО, чем на АЭС с ВВЭР, и они отличаются меньшим соле- содержанием (2 г/л против 5 г/л для расторов с блока ВВЭР).

Таблица 1.1

Состав кубовых остатков спецпрачечных от установки СХВО «Ленинградский филиал ФГУП «Рос РАО» [12]

Компоненты КО

Содержание компонентов в общем солевом остатке,%

Содержание компонентов, г в 1 л раствора при концентрации, г!л

200

400

Na3 Р04

33

66,4

132,8

Na2C204

6

12,0

24,0

Na2S04

2

4,0

8,0

Na2Si03

2

4,0

8,0

Na2C03

27

54,4

108,8

АПАВ

3

6,4

12,8

НПАВ

18

36,0

72,0

Мыло

7

14,4

28,8

Масло, взвеси и др.

2

2,4

4,8

ИТОГО

200,0

400,0

Объем КЖРО, образующихся на одном блоке атомной станции с реактором типа ВВЭР, составляет 150-300 м3/г. На одном блоке станции с реактором РБМК за год образуется 1000-1200 м3 кубовых остатков [13-16].

Классификацию жидких отходов АЭС целесообразно проводить по признакам, на основе которых в дальнейшем выбирают технологию их обезвреживания [17].

По однородности: гетерогенные — пульпы фильтрматериалов (перлит, иониты, активированный уголь); гомогенные — протечки, растворы от регенерации, дезактивации и промывки контура.

По уровню активности:

  • • среднеактивные протечки контура, регенерационные растворы, растворы от дезактивации оборудования и промывки контура;
  • • низкоактивные растворы от дезактивации помещений и одежды.

Кроме того, необходимо выделить отходы, содержащие: детергенты (растворы от дезактивации помещений и одежды); соли жесткости (растворы от дезактивации одежды, а также протечки охлаждающей воды конденсаторов турбин); аммиак (растворы от промывки контура реактора РБМК).

Отрицательное влияние на процесс твердения цемента оказывают соли фосфорной кислоты, поверхностно-активные вещества, соли жирных кислот, которые в совокупности составляют более 61% от общего количества солей. При таком количестве этих реагентов цементносолевая смесь практически не твердеет.

Классификация РАО и граничные значения радиоактивности для различных групп и категорий жидких РАО представлены в табл. 1.2.

Классификация жидких радиоактивных отходов по удельной активности [18,19]

Таблица 1.2

Удельная активность, кБк/кг

Категория

отходов

Бета-излучаю щие радионуклиды

Апьфа-излучающие нуклиды {исключая трансурановые)

Трансурановые

радионуклиды

Низкоактивные

менее 103

менее 102

менее 10

Среднеактивные

от 103 до 107

от 102 до 106

от 10 до 105

Высокоактивные

более 107

более 106

более 105

Радионуклидный состав и активность КО «Ленинградский филиал ФГУП «Рос РАО» [12]

Таблица 1.3

Радионуклид

Группа

токсичности

Активность*

Проба КО

ОСП

{пересчет), Б к/кг

у-спектр, Бк/л

радиометрия,

Бк/л

90Sr

Б

1,3-106

4,2-106

152Eu

7,МО4

2,3-105

I54Eu

5,5-104

1,8-105

о

и

55

В

3,8-104

1,2-105

l34Cs

3,0-104

9,6-104

l37Cs

Г

2,5-106

8,0-106

Тритий

8,9-105

Ха-нукл.

2,5-106

Хр-нукл.

3,9* 107

Среднее значение по трем пробам.

Количественные и качественные показатели ЖРО действующих АЭС [20]

Показатель

ВВЭР 440

ВВЭР 1000

Кубовый остаток, поступающий в ХЖО*, м3/год

120-170

220-300

Среднее солесодержание кубового остатка, г/л

300-400

300-400

Среднее количество солей, т/год

50

90

Удельная активность кубового остатка, Бк/л

2-106

1,8-107

* Хранилище жидких отходов.

Таблица 1.5

Характерный химический состав КО после дистилляции ЖРО от АЭС с реакторами ВВЭР, РБМК и спецпрачечной [12]

Тип соли и мыльных компонентов, масс %

ВВЭР

РБМК

Спецпрачечные

NaNOi

45

54,5

-

Na,P04

-

7

33

Na?C204

10

8

6

Na2S04

-

-

2

Na?Si04

-

-

2

Na,CO,

10,5

-

27

NaOH, KOH

12

8

-

NaCl

-

1

-

N&2B4O7

12,5

-

-

МП2О3

-

1,2

-

Fe2Q3

-

2,9

-

Сульфонол

10

3,6

-

Мыло

-

-

7

АПАВ

-

-

3

НПАВ

-

-

18

Масло, взвести и др.

-

-

2

Фильтроперлит

-

4,5

-

Ионит

8,7

-

Таблица 1.6

Допустимые концентрации соединений, обеспечивающих нормативную прочность цементных компаундов [12]

Соединения

Концентрация, г/л

1

Нитрат кальция

10

2

Нитрат натрия

150

3

Хлорид натрия

30

4

Хромат натрия

25

5

Мыло

1

6

Этилендиаминтетрауксусная кислота

0,5

7

Синтетические ПАВ

1

 
<<   СОДЕРЖАНИЕ ПОСМОТРЕТЬ ОРИГИНАЛ   >>