Жидкие радиоактивные отходы

Технологический процесс на атомной электростанции сопровождается образованием
жидких отходов. Для поддержания необходимого водно-химического режима теплоносителя
и снижения его радиоактивности, часть теплоносителя постоянно подвергается очистке на
специальных фильтровальных установках. На АЭС с кипящими реакторами постоянной
очистке подвергается и конденсат. В качестве фильтрующих материалов применяются
специальные ионообменные смолы и перлигы. Регенерационные воды этих фильтров, а также
пульпы отработанных смол и перлита, являются жидкими радиоактивными отходами. Кроме
того, выполнение требований обеспечения радиационной безопасности и санитарии (уборка
помещений, стирка спецодежды, мытье в душевой и т.д.) также приводит к образованию
жидких радиоактивных отходов.

Жидкие радиоактивные отходы (ЖРО), образующиеся на АЭС, считаются
радиоактивными, если содержание радионуклида в них превышает допустимую
концентрацию ДК_В^ingest для питьевой воды, а в случае наличия смеси радионуклидов — если
сумма отношений их концентраций к соответствующей ДК превышает единицу.

По объемной активности ЖРО подразделяются на три категории:

• низкоактивные — менее 3.7·10⁵ Бк/л (1·10^-5Ки/л);

• среднеактивные — от 3,7·10⁵ Бк/л (1 · 10^-5 Ки/л) до 3,7·10¹⁰ Бк/л (1 Ки/л);

• высокоактивные — более 3.7·10¹⁰ Бк/л (1 Ки/л).
Основные виды жидких отходов на АЭС:

 

• трапные воды — сточные воды, образующиеся в результате неорганизованных протечек
теплоносителя, обмывочные воды и растворы дезактивации, стирки и т. д.;

• организованные протечки;

• пульпа отработанного фильтроперлита — намывных механических фильтров установок
очистки теплоносителя контуров многократной принудительной циркуляции и конденсата;

• пульпа ионообменных смол установок спецводоочистки (теплоносителя и трапных вод);

• регенерационные воды ионообменных фильтров;

• кубовые остатки после переработки трапных вод;

• лабораторные сточные воды.

По своему радиохимическому составу эти воды существенно различаются и, соответст-
венно, отличается технология их переработки. Выбор схемы переработки и удаления отходов
находится в прямой зависимости от многих факторов: характеристика отходов (активность,
агрегатное состояние, радиохимический состав); количество отходов, подлежащих обезвре-
живанию; требуемая степень очистки с учетом санитарных правил; способ окончательного
хранения концентрата (см. рис. 11.3).

Рис. 11.3. Схема очистки жидких радиоактивных отходов на АЭС.

Для переработки жидких радиоактивных отходов на АЭС используют термические,
сорбционные и мембранные методы. Поскольку ни один из известных методов в отдельности
не обеспечивает эффективной очистки, они обычно применяется комплексно. Поэтому система
очистки ЖРО на станции представляет собой целую цепочку различных установок. Наиболее
часто применяются термические и сорбционные методы. Термический метод (дистилляция
или упаривание) производится на специальных выпарных установках, отличается
относительной простотой и эффективностью (К очистки, достигает 10⁴ - 10⁶). Термический
метод обычно дополняют сорбционные методы — удаление радионуклидов в результате
адсорбции, ионного обмена, адгезии и т.д. Сорбционные установки представляют собой

насыпные или намывные фильтры со специальными ионообменными смолами (типа AB-17-8
или КУ—2-8 и др.). Мембранные способы очистки (использование молекулярных фильтров)
на действующих АЭС в нашей стране применяется недостаточно широко, однако они являются
весьма перспективным методом обработки жидких радиоактивных отходов.

В результате очистки вода очищается от всех примесей, в том числе и радионуклидов,
настолько хорошо, что может быть возвращена обратно в технологический цикл или сброшена
в виде дебалансных вод, активность которых наАЭС с реакторами ВВЭР составляет 2-40 МБк/
год (10^-4 - 10^-3Ки/год). Аналогична и величина активности дебалансных вод на АЭС с РБМК.

На Чернобыльской АЭС применяется установка для очистки трапных вод от солей и
радиоактивных примесей до степени чистоты, позволяющей сбрасывать очищенные воды в
пруд-охладитель или использовать в оборотном цикле. Очистке подвергаются протечки
контура, не поддающиеся организованному сбору и попадающие в трапы спецканализации,
минерализованные воды и растворы от дезактивации оборудования и регенерации
ионообменных смол, частично обмывочные воды помещений, воды спецпрачечной и др.

Очистка трапных вод является многоступенчатым процессом, включающим:

• коагуляцию на гидроокиси железа для удаления солей жесткости, гидроокисей тяжелых
металлов ичастично мыла;

• очистку дистилляцией на трехкорпусной выпарной установке от нелетучих примесей
(соли, продукты коррозии и др.);

•дегазацию для удаления из конденсата выпарной установки инертных радиоактивных
газов (ксенон, криптон) и углекислоты, образующейся из бикарбонатов за счет их разложения
при выпаривании;

• доочистку конденсата выпарной установки фильтрацией на фильтре с активированным
углем от органических примесей и на ионообменных фильтрах от растворимых солей.

Раствор из последнего, третьего, корпуса выпарного аппарата насосами подается в
доупариватель, где происходит его глубокое упаривание. Пар доупаривателя конденсируется
и возвращается в емкость коагулированной воды, а кубовой остаток перекачивается в
емкости ХЖО.

Очищенная вода через фильтр-ловушку направляется в баки чистого конденсата, из
которых после контроля на радиоактивность и солесодержание сбрасывается или пускается
в оборотное водопользование.

В таблице 11.5 представлена характеристика сбросов ЧАЭС, причем необходимо отметить,
что приведенные значения учитывают смыв радионуклидов с территории станции, загрязненной
после аварии 1986 г.

Таблица 11.5

Характеристика жидких сбросов Чернобыльской АЭС (после аварии 1986 г)

 

Радионуклид	Годовые регламентируемые ДС, Ки*	Годовые регламентируемые КС, Ки*	Фактический годовой сброс за 1997 г., Ки
54Mn	6,7	0,4	_
60Co	1,6	0,5	0,17
134Cs	1,6	0,7	________
137Cs	1,6	1,0	0,68
90Sr	1,6	0,3	0,27
* — (ДС) допустимые, (КС) контрольные уровни сбросов в водоем-охладитель ЧАЭС

В дебалансной воде обычно содержится остаточное количество трудно улавливаемых при
очистке продуктов деления, коррозии и активации самой воды. Из них наибольший интерес
представляет не улавливаемый системами водоочистки тритий. Из других радионуклидов
для стоков АЭС весьма актуальны ⁶⁰Co, ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs.

Хранение концентратов ЖРО среднего уровня активности на АЭС осуществляется
в виде кубовых остатков и пульп фильтрующих материалов (перлита, ионообменных смол,
активированного угля и др.). Гомогенные (кубовые остатки) и гетерогенные (пульпы)
концентраты хранят раздельно, поскольку последующее обращение (удаление из емкости,
отверждение) с ними неодинаково.

Хранение преследует как минимум две цели: изолировать отходы от окружающей среды
до создания и пуска установок по более надежной локализации — отверждению; выдержать
отходы для распада короткоживущих радионуклидов.

Хранилище жидких отходов представляет собой систему цилиндрических емкостей, как
правило из нержавеющей стали, помещенных в железобетонные колодцы такой же формы для
более надежной изоляции. Объем каждой емкости составляет несколько сот кубометров.
Для случая аварийной протечки емкостей на дне колодцев предусмотрены приямки и системы
откачки протечек из этих приямков.

Количество выделяемого в емкостях тепла при распаде продуктов деления невелико и не
требует обычно организации специального теплоотвода. Необходимость в нем возникает,
как правило, при активности концентратов более 4 · 10¹¹ Бк/л. Во избежание накопления в
емкостях взрывоопасных газовых смесей с продуктами радиолиза их вентилируют и
периодически продувают азотом или воздухом.

Емкости обычно заглублены в землю, однако степень заглубления лимитируется уровнем
грунтовых вод. Для исключения проникновения грунтовых вод в ХЖО уровень их должен
быть на 4м ниже дна емкостей. Для исключения контакта с атмосферными осадками емкости
сверху закрывают гидроизолирующими покрытиями.

Контроль за возможным выходом радионуклидов из емкостей обеспечивают установкой
на расстоянии 5 — 10 м от ХЖО наблюдательных скважин.

Объем хранилищ ранее принимали, исходя из времени их эксплуатации, 20 — 30 лет.
Однако в настоящее время продолжительность хранения жидких отходов определяется
сроком ввода в эксплуатацию систем отверждения.

Хранение ЖРО высокой активности. Состав и свойства жидких отходов высокой
активности обуславливают необходимость их хранения в строго контролируемых условиях.
На свойства отходов существенно влияет энергия, выделяемая в результате распада
радионуклидов. Тепловыделение высокоактивных отходов приводит к тому, что температура
в резервуаре может достигать точки кипения. Считается необходимым поддерживать
температуру при хранении высокоактивных жидких отходов в резервуарах не выше
50 — 60 ⁰C в течение всего периода хранения. С этой целью резервуары снабжают специальной
системой охлаждения, для чего используют чаще всего змеевиковые холодильники.

Важным фактором, определяющим условия хранения жидких отходов высокого уровня
активности, является радиолиз составных частей отходов. Сложный химический состав отходов

обусловливает целый комплекс радиационно-химинеских превращений в процессе их хранения.
С точки зрения определения условий хранения наиболее важны процессы, ведущие к
выделению газообразного водорода и появлению твердой фазы. С учетом способности
водорода образовывать взрывоопасные смеси с кислородом воздуха и окислами азота, при
хранении отходов высокого уровня активности, в газовом пространстве резервуара
предусматривают продувку воздухом или инертным газом.

Срок изоляции радиоактивных отходов от окружающей среды определяется наличием
не только долгоживущих радионуклидов, но и вредных для окружающей среды стабильных
химических соединений. С этой точки зрения надежная изоляция должна быть вечной.
Необходимость периодической замены резервуаров и строгого контроля в процессе их
эксплуатации не позволяет признать этот способ хранения приемлемым для постоянного
хранения отходов высокого уровня активности.

Отверждение отходов среднего уровня активности. Концентраты ЖРО после их
переработки должны храниться в течение сотен лет в изоляции от окружающей среды.
Изоляция жидких концентратов обеспечивается их хранением в емкостях из нержавеющей
стали, помещенных в железобетонные отсеки. После гарантированного срока службы емкостей
(около 20 лет) их необходимо освобождать во избежание возможной коррозии материала и
утечки концентратов в окружающую среду. Утечек отходов из емкостей можно избежать
переводом их в не текучее твердое состояние. Простейший вариант перевода в твердое
состояние — получение твердых кристаллов или плава кристаллогидратов (солевого плава)
в виде монолита.

Солевой плав получают в результате переработки кубового остатка на установках
глубокого упаривания (УГУ). Химический состав кубового остатка определяется
химическими компонентами, используемыми на АЭС, а также технологиями переработки
трапных, борсодержащих, душевых вод и воды спецпрачечной.

Кубовой остаток — это щелочной боронитратный солевой раствор с примесями (2 — 3%)
оксалатов, карбонатов, сульфатов и хлоридионов с солесодержанием от 200 до 500 г/л. В
кубовом остатке могут со держаться ионообменные смолы.

Солевой плав получается на УГУ при температуре 125 ⁰C и заливается в металлические
контейнеры. Контейнеры выдерживаются не менее 24 часов и после затвердевания солевого
плава и контроля на отсутствие влаги направляются на хранение.

Однако получение солевого плава не устраняет возможности вымывания из отходов
растворимых компонентов, в том числе и радионуклидов, при попадании в него воды из
окружающей среды (грунтовые воды, атмосферные осадки). Чтобы устранить эту
возможность, необходимо концентраты перевести в такую твердую форму, из которой
вымываемость была бы минимальной, исключающей загрязнение открытой гидросети
выше допустимых норм. Обычно для этой цели используются специальные материалы
(связующие), совместимые с компонентами концентрата отходов, обладающие хорошими
гидроизолирующими свойствами и другими характеристиками. Концентраты обезвоживаются

и смешиваются со связующими, образуя твердый продукт с низкой вымываемостью из
него радиоактивных веществ.

Обезвоживание концентратов жидких радиоактивных отходов осуществляется двумя
способами: механическим (для пульп) и термическим (для кубовых остатков).

Механический путь более выгоден, так как требует значительно меньше энергетических
затрат, однако для гомогенных систем он неприемлем. Механическое обезвоживание
обычно осуществляют центрифугированием или фильтрованием на вакуумных или напорных
намывных фильтрах, а также отжатием воды вальцами. Содержание воды в конечном продукте
при этом составляет 40 — 80% и зависит как от способа обезвоживания, так и от свойств
пульпы. Обезвоженная пульпа, как правило, нетекуча. Поэтому транспортирование и
дозирование ее на смешение со связующим обычно осуществляется шнеком.

Термическое обезвоживание обеспечивается методами сушки. Применительно к
обезвреживанию радиоактивных продуктов методы сушки целесообразно подразделить на
две группы, отличающиеся подводом тепла к высушиваемому продукту, который
осуществляется либо непосредственным контактом теплоносителя с продуктом, либо
контактом через теплопередающую поверхность. Большее распространение при
обезвоживании концентратов ЖРО среднего и низкого уровня активности получили методы
второй группы.

Отверждение концентратов отходов осуществляется путем включения их в связующие,
которые можно разделить на три основные группы: термопластичные (битум и др.);
неорганические (цемент, гипс и др.); термореактивные (смолы полиэфирные,
карбамидные и др.).

В связующие первой группы концентраты отходов включают при повышенной
(180—230⁰C), а второй и третьей групп — при комнатной температуре. Поэтому, в конечном
продукте, получаемом с использованием связующих первой группы, воды практически не
остается (влажность менее 5 % по массе) вне зависимости от исходной влажности концентрата,
а в случае включения в связующие второй и третьей групп, остается практически вся вода,
которая поступила вместе с концентратами на смешение.

Связующее, предназначенное для включения концентратов отходов, должно
соответствовать следующим требованиям: низкая вымываемость; хорошая совместимость с
составляющими концентрата отходов; прочность; биостойкость; простая технология процесса
отверждения. Кроме этого, связующее должно быть сравнительно мало дефицитным,
удобным для транспортирования.

Термопластичные связующие. Характерное и наиболее распространенное термопластичное
связующее — битум, который является продуктом перегонки нефти или каменного угля
(пек). Битум получил широкое распространение как связующее в практике отверждения
отходов благодаря своей термопластичности, позволяющей при нагревании успешно
включать в него концентраты с получением гомогенного продукта, и гидростойкости,
обеспечивающей надежную гидроизоляцию включенных компонентов. Отмечается также
меньшая чувствительность битума к составу отверждаемого продукта (лучшая
совместимость), чем у связующих, включение отходов в которые возможно при комнатной

температуре. Битумирование — экономически наиболее выгодная технология отверждения.
Соотношение стоимости битумирования, цементирования и включения в полиэфирную смолу
равно примерно 1:5:9.

Неорганические связующие. Включение вцемент — один из основных методов отверждения
как гомогенных (кубовые остатки), так и гетерогенных (пульпы) отходов. Причина широкого
распространения цементирования — негорючесть и отсутствие пластичности у отвержденного
продукта, а также простота осуществления процесса смешения концетрата отходов с цементом.
Однако, наряду с этим, цементирование имеет ряд существенных недостатков: сравнительно
невысокая степень включения отверждаемых компонентов в цемент, что приводит к
увеличению объема отвержденных продуктов, поступающих на хранение; значительная
вымываемость из цемента включенных в него компонентов; наличие большого количества
воды в отвержденном продукте.

Термореактивные смолы как связующие отличаются простотой осуществления
процесса отверждения и некоторыми положительными свойствами отвержденного
продукта — стойкостью квоздействию механических, термических и радиационных нагрузок.
Водостойкость отвержденных продуктов достаточно высока и соответствует уровню
вымываемости из битумных блоков.

Отвержденные радиоактивные отходы захораниваются в специальных хранилищах.
Устройство таких хранилищ, аналогично хранилищам твердых радиоактивных отходов.