Кондиционирование радиоактивных отходов

Переработка и кондиционирование РАО на АЭС для подготовки к окончательной изоляции

К радиоактивным отходам относятся не подлежащие дальнейшему использованию растворы, изделия, материалы, оборудование, аппаратура, грунт, содержащие радионуклиды в количествах, превышающих безопасные значения, которые установлены действующими нормами и правилами, утвержденными органами здравоохранения.

Радиоактивные отходы подразделяются на жидкие, твердые и газообразные. Все РАО подвергаются на АЭС очистке или дополнительной обработке на специальных установках. При этом одной из главных задач является значительное уменьшение объемов (концентрирование) радиоактивных отходов, а также перевод их в форму (вид), удобную для надежного длительного хранения и захоронения.

Скорость образования эксплуатационных радиоактивных отходов зависит от типа реакторной установки атомной станции, качества ее эксплуатации и многих других причин.

Обратите внимание

Твердые радиоактивные отходы (ТРО) на АЭС образуются в технологических процессах очистки жидких и газообразных радиоактивных отходов (фильтры, сорбенты, и т.д.), при плановых и капитальных ремонтах (технологическое оборудование, датчики КИПиА, трубопроводы, инструмент, одежда и т.д.).

Жидкие отходы (ЖРО) – при работе установок поддержания водно-химического режима технологических контуров реакторной установки и очистке малосолевых вод, за счет протечек теплоносителя и т.д., а также в процессе дезактивации оборудования, помещений и спецодежды.

По физико-химическому составу жидкие радиоактивные отходы представляют собой гомогенные или гетерогенные системы (пульпы, эмульсии, суспензии) в кислом или щелочном состоянии.

Нуклидный состав эксплуатационных РАО состоит из продуктов деления (цезий, стронций, йод) и продуктов активизации конструкционных материалов реакторной установки (кобальт, никель, марганец).

Среди этого набора радионуклидов отсутствуют в значимых количествах изотопы с периодом полураспада более 30 лет.

Это позволяет в концептуальном плане рассматривать возможность захоронения этой категории отходов на объектах со сроком гарантированной изоляции РАО 300-500 лет, так как в течении этого периода происходит практически полный распад радионуклидов до допустимого уровня.

Концепция – техническая политика в области обращения с РАО

Существовавшая до недавнего времени практика обращения с радиоактивными отходами АЭС состояла в хранении твердых и упаренных жидких отходов (кубовых остатков) в специальных хранилищах на площадках атомных станций.

В последнее время на АЭС внедряются технологии кондиционирования РАО, так как хранение твердых и жидких радиоактивных отходов может рассматриваться только как временная мера.

Дальнейшее развитие атомной энергетики требует внедрения целостной системы обращения с радиоактивными отходами, основой которой является концепция (техническая политика), которая определяет развитие вопросов обращения с РАО.

Важно

Техническая политика предусматривает разработку и реализацию безопасных методов, технологий и технических средств по переработке, хранению, транспортировке, а также окончательной изоляции твердых и отвержденных РАО от окружающей человека природной среды на весь период сохранения РАО потенциальной опасности или на необходимый срок в случае их изъятия по технологическим причинам. При этом объем ТРО, полученных в процессе иммобилизации ЖРО и предназначенных для долговременного хранения (захоронения), определяет уже экономическую сторону переработки РАО.

Конечной целью реализации осуществления концепции является реализация технологий и оборудования по переработке отходов, проектов безопасного хранения и захоронения РАО.

Концепция РФ по обращению с радиоактивными отходами атомных станций предполагает пять этапов обращения с радиоактивными отходами на АЭС, а также стадию захоронения.

На первом этапе осуществляется сбор и разделение ЖРО по уровню активности, солесодержанию, наличию поверхностно-активных веществ. Твердые отходы также сортируются по уровню активности и, кроме того, на горючие, негорючие, металлические и другие группы в соответствии с планами дальнейшей переработки или хранения.

Второй этап – временное хранение некондиционированных отходов на АЭС. Оно может быть обусловлено отсутствием установок по переработке или необходимостью снижения активности отходов за счет распада короткоживущих радионуклидов.

Третий этап – кондиционирование отходов – предусматривает перевод жидких и твердых отходов в форму, пригодную для хранения, транспортировки и захоронения.

Критериями выбора способа кондиционирования являются: химическая, тепловая и радиационная стойкость, взрывобезопасность, механическая прочность конечного продукта, отсутствие газовыделения, а также экономические показатели.

Кондиционирование жидких отходов происходит за счет их концентрирования, отверждения концентратов, размещения продукта переработки в упаковки (бочки, контейнеры или другие емкости). Кондиционирование твердых отходов – это сжигание, прессование, дезактивация, нанесение защитных покрытий, размещение в упаковки (бочки, контейнеры и т.д.).

В настоящее время ни одна АЭС Российской Федерации не имеет полного комплекта установок по кондиционированию радиоактивных отходов (таблица 1). На некоторых АЭС жидкие радиоактивные отходы перерабатываются на установках битумирования, цементирования или глубокого упаривания. Твердые радиоактивные отходы на ряде АЭС после сортировки сжигаются или прессуются.

На остальных станциях ТРО хранят без переработки.

Четвертый этап – хранение кондиционированных отходов на площадке АЭС. Это обусловлено отсутствием региональных могильников, но также может быть связано с необходимостью снижения активности РАО.

Пятый этап – транспортировка отходов как на площадке АЭС, так и в случае захоронения отходов за пределами атомной станции.

Захоронение радиоактивных отходов означает окончательное удаление отходов из сферы деятельности человека. Оно может осуществляться в приповерхностных объектах и в глубоких геологических формациях в зависимости от изотопного состава и других характеристик отходов.

Таблица 1 – оснащенность АЭС комплексами по переработке РАО

Кондиционирование ЖРО

Для кондиционирования низко- и среднеактивных ЖРО на АЭС в России и во всем мире общепринятыми считаются методы цементирования и битумирования.

Цементирование заключается в смешении ЖРО с цементным клинкером, при этом он гидратируется содержащейся в ЖРО водой, а входящие в состав отходов компоненты (соли) распределяются по образовавшейся массе компаунда.

Степень наполнения компаунда солями зависит от качества клинкера и вводимых для повышения качества добавок. Таким образом, вес образующегося компаунда всегда больше веса кондиционируемых ЖРО.

Совет

Битумирование ЖРО заключается в замене содержащейся в отходах воды на битум, при этом соли распределяются по образующемуся компаунду. Вес компаунда практически всегда превышает вес исходных ЖРО и битума.

При этом цементирование и битумирование не приводят к сокращению количества кондиционированных РАО, а при долговременном хранении неизбежно будут сопровождаться делокализацией радионуклидов за счет выщелачивания и биологической деградации компаунда.

В то же время в России и мире в последнее время разработан ряд технологий дезактивации и переработки РАО, позволяющих выделить из радиоактивных сред нерадиоактивную составляющую, которая может быть использована на АЭС, в индустрии или направлена на захоронение как общепромышленные отходы.

Обращение с ионообменными смолами

Ионообменные смолы (ИОС) широко используются на АЭС для обеспечения водно-химического режима первого и второго контуров, доочистки конденсата выпарных установок и в других вспомогательных водных системах.

Общее количество ионообменных аппаратов на каждой АЭС составляет несколько сотен, а ежегодное потребление – десятки тонн катионитов и анионитов.

Отработавшие ИОС в основном относятся к низко- и среднеактивным отходам и направляются на хранение в отдельные емкости хранилища ЖРО. Для их кондиционирования рассматриваются методы цементирования и битумирования, основным недостатком которых является тот факт, что объем кондиционированных РАО всегда больше объемов исходных веществ.

Одним из наиболее эффективных методов переработки ИОС, разработанных к настоящему времени, является их отмывка смесью солей с получением неактивных смол, которые могут быть захоронены на полигоне промышленных отходов. Ограничения в переработке данным способом создает тот факт, что зачастую ИОС загрязнены маслами, блокирующими их зерно и препятствующими доступу реагентов к функциональным группам смол.

В настоящее время разрабатывается метод, пригодный для переработки всех видов отработавших ИОС, в том числе замасленных, и приводящий к значительному (не менее, чем в 10 раз) сокращению их объема, который необходимо доработать и внедрить в ближайшее время.

Метод ионоселективной очистки ЖРО

На Кольской АЭС в 2007 году введена в промышленную эксплуатацию установка ионоселективной очистки кубовых остатков (УИСО).

Основными технологическими стадиями процесса очистки ЖРО на этой установке являются предварительная фильтрация и подготовка исходного раствора, озонирование, фильтрация и селективная сорбция.

После озонирования и фильтрации очищаемый раствор, освобожденный от гидроксидных форм радионуклидов переходных металлов, направляется на селективную сорбцию цезия на ферроцианидном сорбенте, в качестве которого используется «Термоксид-35».

Конечными продуктами переработки являются:

очищенный от радионуклидов солевой раствор;
отработавший сорбент в фильтрах-контейнерах, объемная активность которого в сотни раз выше, чем у исходных ЖРО;
шлам с фильтров, образующийся в результате озонирования (объемная активность – на уровне исходных ЖРО).

Для очистки фильтров узла микрофильтрации проводится их периодическая промывка со сбросом шламов в специальную емкость. По мере накопления определенного объема неосветляемый шлам передается на установку цементирования.

Очищенный от радионуклидов до значений ниже десяти уровней вмешательства по воде, в соответствии с требованиями НРБ-99/2009, кубовый остаток направляется на установку глубокого упаривания, где превращается в солевой плав. Полученный продукт может быть захоронен на полигоне для очень низких радиоактивных отходов.

Обратите внимание

Отработавший сорбент, размещенный непосредственно в фильтре-контейнере, после исчерпания ресурса направляется на временное хранение.

В 2007-2010 годах на установке было переработано около 770 м3 декантата и 3000 м3 растворов донных отложений и получено 6 м3 отработанного сорбента, 40 м3 радиоактивного шлама и 310 м3 нерадиоактивного солевого плава.

Перспективы обращения с РАО на Нововоронежской АЭС

С учетом опыта эксплуатации УИСО на Кольской АЭС, а также современного уровня развития технологий обращения с РАО и существующей в Российской Федерации нормативной базы было принято решение о создании в помещениях пятого блока Нововоронежской АЭС специального комплекса, обеспечивающего максимальную безопасность обращения с ЖРО и способствующего существенному сокращению объема кондиционированных РАО.

https://www.youtube.com/watch?v=9zOj1m7HGt4

Кроме того, на базе помещений и остановленного оборудования первой очереди НВАЭС планируется организовать опытный демонстрационный центр по отработке технологий глубокой дезактивации до допустимых уровней оборудования, помещений, ЖРО и ТРО. Особым направлением исследований будут работы по извлечению и переработке содержимого хранилищ твердых РАО навального типа.

На первой очереди НВАЭС основными направлениями работ по обращению с РАО определены следующие:

разработка технологии и оборудования по извлечению и переработке содержимого хранилищ твердых РАО навального типа;
внедрение технологии и оборудования по глубокой дезактивации оборудования и помещений зоны ограниченного доступа АЭС;
внедрение технологии и оборудования по переработке ЖРО до допустимых уровней мембранными методами;
разработка и исследования эффективных методов переработки ИОС, приводящих к существенному (не менее, чем в 10 раз) сокращению их объема;
внедрение технологического комплекса плазменной переработки ТРО НВАЭС, обеспечивающего переработку несортированных отходов с включениями металла, стекла, строительных и других негорючих отходов.

Для хранения переработанных отходов могут быть задействованы не используемые по прямому назначению помещения первой очереди.

В качестве основного вида контейнеров для хранения и транспортировки РАО на НВАЭС принят и используется контейнер НЗК-1,5П. Он удобен для размещения большинства видов РАО, хорошо соответствует складским технологиям хранения и полностью готов для транспортировки в пункты окончательной изоляции РАО.

Внедрение технологий и транспортно-технологической инфраструктуры на НВАЭС позволяет надеяться, что к 2013-2014 годам эта станция будет полностью оснащена оборудованием для кондиционирования РАО, их затаривания, паспортизации, временного хранения и вывозу в пункты захоронения.

Суперпресс Смоленской АЭС

Совершенствование нормативной базы

Эффективное развитие атомной отрасли в Российской Федерации невозможно без совершенствования нормативной базы. Особенно это касается такой актуальной проблемы, как классификация и обращение с отходами ядерно и радиационно опасных объектов в режиме нормальной эксплуатации и вывода из эксплуатации.

Основным недостатком существующей отечественной классификации РАО является то, что она разработана в основном для обеспечения безопасности персонала. В западных странах и рекомендациях МАГАТЭ в основу классификации РАО положено обеспечение безопасности населения при захоронении отходов.

При окончательной изоляции РАО важны такие факторы, как активность радионуклидов в отходах, их период полураспада и дозовые коэффициенты, а также способность радионуклидов к миграции в барьерах и в окружающей среде.

Авторы

Источник: http://www.atomic-energy.ru/technology/40756

Кондиционирование радиоактивных отходов

Кондиционирование радиоактивных отходов – это одна из основных стадий обращения с радиоактивными отходами (РАО), состоящая в уменьшении их объема, переводе в форму, удобную для транспортировки, хранения и захоронения с целью повышения безопасности обращения с ними.

Кондиционирование радиоактивных отходов (жидких и твердых) является одной из операций по изготовлению упаковки отходов, конечной целью которых является перевод РАО в форму, пригодную для транспортирования, хранения и захоронения. Переработка газообразных РАО включает операции по очистке воздуха от радиоактивных аэрозолей и газов до уровней, установленных нормативными документами.

Методы кондиционирования радиоактивных отходов выбираются с учетом характеристики отходов, технологических и экономических показателей процесса, а также с учетом условий и продолжительности временного хранения упаковок, условий транспортирования и захоронения отходов. При выборе способа переработки предпочтение отдается тому из методов, при котором максимально снижается риск облучения людей на всех последующих стадиях обращения с РАО.

При выборе форм кондиционирования радиоактивных отходов учитывается химический и радионуклидный состав, активность и тепловыделение первичных отходов, тип и материал упаковки, условия хранения, транспортирования и захоронения упаковок с РАО, а также технологические и аппаратурные возможности.

Объем кондиционированных РАО должен сокращаться до технически и экономически обоснованного минимума. Особенно это относится к отвержденным высокоактивным отходам, где объем определяется допустимым удельным тепловыделением, условиями теплоотвода и другими условиями хранения и захоронения.

Кондиционированные РАО должны иметь твердое агрегатное состояние, характеризующиеся оптимальной устойчивостью к радиационному, механическому, химическому, тепловому и биологическому воздействиям, а также кондиционированные РАО должны иметь низкие растворимость и выщелачиваемость подземными и поверхностными водами.

Кондиционированные радиоактивные отходы не должны содержать самовоспламеняющихся и взрывчатых веществ.

Газообразование вследствие радиохимических, химических и биологических реакций должно быть сведено к минимуму.

Тепловыделение кондиционированных высокоактивных отходов должно ограничиваться термоустойчивостью формы отходов, а также возможностью теплоотвода при хранении и захоронении отходов.

При кондиционировании жидких РАО могут предусматриваться следующие технологические операции:

концентрирование радионуклидов методом упарки, ионного обмена, сорбции и др.;
отверждение концентратов упарки до солей, битумирования, цементирования, включения в полимеры, стекло, керамику, стеклометаллические композиции, синтетические горные породы и др.;
частичный возврат очищенных до санитарных норм воды, веществ и материалов, образующихся при переработке жидких РАО для повторного использования в производстве.

Кондиционирование твердых РАО может включать следующие технологические операции:

уменьшение объема отходов за счет фрагментации, сжигания, прессования, дезактивации и переплавки металла и др.;
упаковку фрагментированных и переработанных отходов;
заключение сыпучих отходов в матрицу;
частичный возврат очищенных до санитарных норм веществ и материалов для повторного использования в промышленности.

Источник: Гражданская защита: Энциклопедия в 4 томах. Том II (К–О); под общей редакцией С.К. Шойгу; МЧС России. – М.: ЗАО ФИД «Деловой экспресс», 2007.

Вам может быть интересно:

Источник: https://fireman.club/inseklodepia/konditsionirovanie-radioaktivnyih-othodov/

открытая библиотека учебной информации

Требования к переработке и кондиционированию

Кондиционирование РАО. Основной целью кондиционирования является снижение общего объема отходов с одновременным уменьшением возможности распространения радионуклидов при переработке, хранении, транспортировании и захоронении.

Кондиционирование жидких и твердых РАО является одной из операций по изготовлению упаковки отходов, конечной целью которых является перевод РАО в форму, пригодную для транспортирования, хранения и захоронения. Переработка газообразных РАО включает операции по очистке воздуха от радиоактивных аэрозолей и газов до уровней, установленных нормативными документами.

Методы кондиционирования РАО должны выбираться с учетом характеристики отходов, технологических и экономических показателœей процесса, а также с учетом условий и продолжительности временного хранения упаковок, условий транспортирования и захоронения отходов.

При выборе способа переработки предпочтение должно быть отдано тому из методов, при котором максимально снижается риск облучения людей на всœех последующих стадиях обращения с РАО.

Важно

Объем кондиционированных РАО должен сокращаться до технически и экономически обоснованного минимума. Особенно это относится к отвержденным высокоактивным отходам, где объем определяется допустимым удельным тепловыделœением, условиями теплоотвода и другими условиями хранения и захоронения.

Кондиционированные РАО должны иметь твердое агрегатное состояние, характеризующееся оптимальной устойчивостью к радиационному, механическому, химическому, тепловому и биологическому воздействиям.

Кондиционированные РАО должны иметь низкие растворимость и выщелачиваемость подземными и поверхностными водами. Остаточное содержание свободной воды в отвержденных отходах должно быть минимальным, определяемым свойствами конечного продукта и технологией отверждения.

Кондиционированные РАО не должны содержать самовоспламеняющихся и взрывчатых веществ. Газообразование вследствие радиохимических, химических и биологических реакций должно быть сведено к минимуму.

Тепловыделœение кондиционированных высокоактивных отходов должно ограничиваться термоустойчивостью формы отходов, а также возможностью теплоотвода при хранении и захоронении отходов.

Размещение переработанных радиоактивных отходов в специальный контейнер с последующей его герметизацией является последней операцией кондиционирования отходов.

Переработка жидких РАО.Методы переработки жидких РАО включают следующие технологические операции:

— концентрирование радионуклидов методом упарки, ионного обмена, сорбции и др.;

— отверждение концентратов методом упарки до солей, битумирования, цементирования, включения в полимеры, стекло, керамику, стеклометаллические композиции, синтетические горные породы и др.;

— частичный возврат очищенных до санитарных норм воды, веществ и материалов, образующихся при переработке жидких РАО, для повторного использования в производстве.

В некоторых случаях на подготовительной стадии целœесообразно проводить фракционирование отходов, ᴛ.ᴇ. выделœение одной или нескольких групп радионуклидов с целью последующей раздельной переработки.

Низкоактивные и низкосолевые жидкие РАО должны перерабатываться с использованием комбинации методов соосаждения, фильтрации, ионного обмена, сорбции и др., конечной целью которых является получение воды, пригодной для повторного использования или сброса в открытую гидросœеть, и концентрата (в виде регенератов, шламов, пульп), подлежащего дальнейшей переработке.

Среднеактивные и высокосолевые жидкие РАО должны перерабатываться упаркой с получением конденсата͵ направляемого в схему очистки низкоактивных и низкосолевых жидких РАО, и концентрата солей, направляемого на отверждение.

Выбор метода отверждения жидких РАО определяется их радионуклидным и химическим составом, уровнем радиоактивности и количеством отходов, типом упаковки и схемой последующего обращения с РАО. Он обосновывается экономическими показателями и оценкой безопасности для всœех стадий обращения, включая хранение, транспортирование и захоронение.

Совет

Высокоактивные жидкие РАО рекомендуется перерабатывать упаркой с получением конденсата͵ направляемого в схему очистки среднеактивных жидких РАО, и концентрата солей, направляемого на отверждение.

Переработка твердых РАО.Методы переработки твердых РАО включают следующие технологические операции:

— уменьшение объема отходов за счет фрагментации, сжигания, прессования, дезактивации и переплавки металла и др.;

— упаковку фрагментированных и переработанных отходов;

— заключение сыпучих отходов в матрицу;

— частичный возврат очищенных до санитарных норм веществ и материалов для повторного использования в промышленности.

Очистка газообразных РАО.Для очистки газообразных отходов от радиоактивных газов и аэрозолей должны использоваться системы газоочистки, включающие (при крайне важности) аппараты мокрой очистки, фильтры, сорбционные и абсорбционные колонны.

Значение допустимого воздушного выброса радиоактивных веществ для организации устанавливается на стадии проектирования, исходя из установленной квоты облучения критической группы населœения, указанной в п. 3.3.

5 ОСПОРБ-99, федеральным органом исполнительной власти, уполномоченным осуществлять государственный санитарно — эпидемиологический надзор.

Очистка вентиляционного воздуха осуществляется отдельно от специальных систем газоочистки.

«томский политехнический университет»

Основная цель процесса кондиционирования — снижение общего объема отходов при одновременной фиксации радионуклидов, позволяющей максимально уменьшить распространение радиоактивных продуктов на последующих стадиях обращения с РАО. Кондиционирование — это процесс, при котором создается устойчивая твердая форма отходов, пригодных для временного хранения и захоронения.

Кондиционирование радиоактивных отходов, которое представляет собой включение отходов в связывающие основы (матрицы), затвердевающие в виде блоков внутри наружных контейнеров, обеспечивает необходимую безопасность для временного или постоянного захоронения и транспортирования.

Кондиционированию обычно подвергаются лишь высоко- и среднеактивные отходы с долгоживущими радионуклидами и высокоактивные ампульные источники.

Для локализации РАО используются различные материалы: цемент, битум, органические полимеры и др.

Материалы выбираются с учетом вида радиоактивных отходов (изотопный состав, удельная активность), химических и физических свойств отходов. Кроме того, материалы должны быть относительно просты в технологической обработке, их использование не должно приводить к значительному увеличению объема конечного продукта по сравнению с исходным объемом.

При выборе материала матриц должны приниматься во внимание также наличие его промышленного производства и связанные с этим экономические вопросы.

Материалы, используемые в качестве матриц, должны обеспечивать однородность локализованных форм отходов, устойчивость к выщелачиваемому действию воды и водонепроницаемость, механическую прочность, устойчивость к воздействию внешних факторов (химических, биологических и других), термическую и радиационную устойчивость, стабильность в процессе хранения. Наиболее предпочтительным материалом, используемым в качестве матрицы, является боросиликатное стекло.

Высокоактивные отходы остекловываются. Отходы этой категории состоят в основном из продуктов деления и трансурановых элементов, образующихся при выгорании топлива в реакторе. Их включают в стекломассу, которую разливают в герметичные контейнеры, закупоривают и помещают на хранение.

Метод остекловывания радиоактивных отходов позволяет добиться оптимальных показателей по качеству матриц и их устойчивости к воздействию окружающей среды. Этот метод позволяет перерабатывать широкий спектр жидких и твердых радиоактивных отходов с получением стеклокристаллических матричных и стеклоподобных материалов.

Наиболее приемлемым, для большинства видов РАО от снятия с эксплуатации, представляется создание унифицированного ряда одноразовых, защитных неметаллических (из различных композиционных материалов, включая железобетон, армоцемент, полимербетон и др.

Обратите внимание

) упаковок (в виде прессованных брикетов), предназначенных для сбора, хранения, транспортировки и захоронения РАО.

Качественное сравнение технологий подготовки РАО к хранению может быть выполнено с помощью данных, приведенных в таблице 22.

Хранение, как один из этапов в общей схеме обращения с РАО, может осуществляться с целью:

снижения активности и тепловыделения отходов перед захоронением;
создания резерва времени на разработку и сооружение могильника.

При выборе типа хранения должны учитываться:

цель хранения;
вид и характеристика отходов (удельная активность, радионуклидный состав, физико-химическая форма, взрывопожаробезопасность, газовыделение, материал и конструкция упаковки и др.

);
количество отходов и продолжительность хранения;
характеристика района размещения (сейсмичность, гидрогеологические и метеорологические условия и др.);
экономические показатели.

Хранилища отходов должны отвечать как общим, так и специальным требованиям.

Выполнение общих требований к хранилищам должно обеспечивать:

надежность хранения РАО на весь период хранения,
поддержание заданного режима хранения,
обеспечение возможности извлечения отходов для дополнительной обработки и (или) захоронения,
обеспечение возможности контроля безопасности хранения.

Таблица 22 Технические характеристики технологий подготовки РАО к хранению

^	Вид РАО	Категория РАО	Содержание операции	^
достоинства	недостатки
^	1ТРО	2ОСУА и 3ОНУА	Комплекс технологических процессов, направленных на уменьшение объемов РАО.
1.1. Сжигание	ТРО	ОСУА и ОНУА	Термический процесс, при котором РАО в присутствии воздуха окисляются и образуют зольный остаток.	Эффективный способ переработки РАО. Их объем при этом существенно (до 100 раз) сокращается, а 90% активности остается в золе. Позволяет получать конечный продукт в виде высокоустойчивого плавленого компаунда. Он обеспечивает надежную изоляцию радионуклидов от биосферы в течение многих сотен лет.	Создает значительные трудности при обращении с образующейся золой по причине ее летучести.
1.2. Прессование	ТРО	ОСУА и ОНУА	Процесс, обеспечивающий высокий коэффициент уменьшения объема отходов	Обеспечивает высокий коэффициент уменьшения объема отходов. Позволяет сэкономить денежные затраты на хранение, за счет уменьшения необходимых площадей для хранения.	Высокая стоимость установки для прессования РАО.
^	4ЖРО и ТРО	ОСУА ОНУА и 5ОВУА	Процессы, при которых происходит перевод концентрированных РАО в форму, удобную для хранения, транспортирования, переработки и захоронения.
2.1. Цементирование	ЖРО и ТРО	ОСУА ОНУА и ОВУА	Кондиционирование РАО путем смешения их с цементом или цементным раствором и последующим затвердеванием полученной массы.	Дешевизна. Негорючесть, отсутствие пластичности у кондиционированного продукта, относительная простота технологического процесса	Выщелачивание радионуклидов в ходе длительного хранения
2.2. Битумирование	ЖРО и ТРО	ОСУА ОНУА и ОВУА	Отверждение концентрированных или прошедших сушку отходов путем смешения их с расплавленным битумом и термическим обезвоживанием полученной смеси.	Надежная изоляция от окружающей среды.	Битумный компаунд нестабилен при больших скачках температуры, горюч.
2.3. Остекловывание	ЖРО и ТРО	ОВУА и ОСУА	Отверждение РАО путем смешения жидких концентрированных или прошедших сушку или кальцинацию РАО с флюсами и перевод полученной смеси последующей термической обработкой в стекловидные материалы.	Включение РАО в стекломатричные материалы позволяет надежно локализовать радионуклиды в матричном материале и надолго задержать их поступление в окружающую среду. Высокая химическая, механическая и радиационная устойчивость. Предпочтительным вариантом является остекловывание РАО в боросиликатной матрице.	Высокая стоимость установки и процесса остекловывания РАО.

– твердые радиоактивные отходы;
– отходы средней удельной активности;
– отходы низкой удельной активности;
– жидкие радиоактивные отходы.
– отходы высокой удельной активности.

Основные специальные требования к хранилищам твердых и отвержденных РАО сводятся к следующим:

твердые и отвержденные РАО должны храниться в специальных отсеках, создаваемых с учетом характеристики отходов и упаковок;
для горючих отходов должны выделяться отдельные отсеки (помещения), снабженные принудительной вытяжной вентиляцией с очисткой выбрасываемого воздуха. Отвержденные высокоактивные отходы (ВАО) должны храниться в герметичных упаковках, в сооружениях с принудительным или естественным охлаждением. Твердые и отвержденные средне- и низкоактивные отходы могут храниться либо упакованными в металлические бочки или бетонные контейнеры, либо наливом или засыпкой (для гранулированных отходов), если конструкция хранилища предусматривает возможность их извлечения для последующей обработки и захоронения.
хранение твердых ВАО должно осуществляться, как правило, в подземных гидроизолированных сооружениях.

^ Любые отходы, образующиеся в процессе промышленной и иной жизнедеятельности, требуют утилизации и дальнейшего рассеяния или захоронения в целях выведения из сферы обитания. Методы этих операций зависят от типа отходов. В настоящее время принята следующая классификация пунктов хранения РАО:

поверхностные;
приповерхностные, в том числе:

слабоуглубленные; среднеуглубленные; курганные (на поверхности почвы).

глубинные, в геологических структурах.

Выбор вида захоронения для конкретных отходов зависит от их типа, объемов, а также экологических и экономических условий. ^ — это изолирование их от окружающей среды на срок, по истечении которого они не будут представлять опасности. Способы захоронения радиоактивных отходов зависят от их удельной активности, агрегатного состояния и габаритов. Единственным видом твердых отходов, который не требует проведения каких-либо специальных мероприятий по захоронению, являются горные породы после переработки урановой руды. При разработке и реализации проекта хранилища необходимо руководствоваться принципом, рекомендованным Международной комиссией по радиационной защите. В соответствии с этим принципом риск для населения после закрытия хранилища не должен превышать значения допустимых пределов доз (с учетом наиболее вероятных путей эволюции хранилища). Долгосрочная безопасность хранилища радиоактивных отходов обеспечивается сочетанием:

благоприятных характеристик выбранной площадки под захоронение;
инженерно-технических характеристик проекта;
соответствующего вида и состава отходов;
эксплуатационных процедур и мер ведомственного контроля.

Система захоронения отходов должна обеспечивать:

изоляцию отходов от окружающей среды;
контроль возможных выбросов радионуклидов, попадающих в окружающую среду;
постоянное наблюдение за площадкой в течение установленного периода после закрытия пункта захоронения.

При этом стандартами МАГАТЭ предусматривается возможность обеспечения безопасности для хранилищ на глубине нескольких десятков метров без принятия активных мер ведомственного контроля.

В мировой практике принято производить захоронение отходов низкой и средней активности с преобладанием радионуклидов с периодом полураспада до 30 лет в поверхностных или близповерхностных могильниках с расчетным временем наблюдения порядка 300 лет.

У отходов, содержащих долгоживущие альфа-излучающие нуклиды (трансурановые элементы), снижение радиоактивности до экологически безопасного уровня происходит за десятки и сотни тысяч лет. Основную массу их составляют отработавшее ядерное топливо незамкнутого ядерного цикла и отходы регенерации замкнутого.

Идея подземного захоронения радиоактивных отходов в целях их полной изоляции от биосферы кажется очевидной и простой. Подземные могильники должны создаваться в геологических структурах, которые обладают долговременной стабильностью, водонепроницаемостью, хорошими сорбирующими свойствами для удержания радионуклидов и т.д.

Горная порода является главным барьером на пути выхода радионуклидов в биосферу, однако должны быть и другие барьеры, которые создаются искусственно: засыпка, пеналы, контейнеры, собственно твердая матрица. Такая многобарьерная система должна их изолировать в течение времени, за которое произойдет распад опасных нуклидов.

Обеспечение инертности, отсутствия перемещения радионуклидов из места их локализации осуществляется путем создания различного рода барьеров, удерживающих и поглощающих их.

В общей форме под барьером понимается некая материальная область, препятствующая попаданию радионуклидов в биосферу, чем больше их размеры и лучше удерживающие свойства, тем меньше вероятность проникновения радионуклидов через эту систему.

Принято подразделять барьеры на два основных типа – инженерные и геологические.

Под инженерными барьерами понимаются матрица, в которую заключено радиоактивное вещество, металлический контейнер и искусственное заполнение пространства между контейнерами и геологической (поверхностной или подземной) средой.

^ является консервирующая матрица, в которую заключаются твердые (в том числе и отвержденные) отходы.

В зависимости от активности радионуклидов, их химических свойств, периодов полураспада и предполагаемого метода захоронения (промежуточного хранения) для материала матрицы используют цемент, битумы, фосфатные и боросиликатные стекла.

Важно

Степень надежности такого барьера оценивается по возможной скорости выщелачивания радионуклидов при взаимодействии с природными водами, характерными для выбранного места захоронения. В среднем скорость выщелачивания для наиболее устойчивой матрицы из боросиликатных стекол в 100 и 1000 раз ниже, чем для битумных и цементных матриц соответственно.

^ – металлический контейнер, в котором находится матрица с отходами. К контейнерам предъявляются требования химической совместимости с заключенными в них отходами, прочности, коррозионной стойкости.

Обычно расплав стекла (или битум или цементирующая смесь) заливается в контейнер из нержавеющей стали, который герметически заваривается.

При необходимости наиболее долговременной защиты содержимого первого контейнера от контакта с природными водами, он может быть помещен во второй выполненный из нержавеющей или углеродистой стали или сплавов меди.

Роль третьего барьера выполняет материал, заполняющий пространство между контейнером и стенками подземной выработки, поверхностного карьера или скважины, куда помещают контейнер.

Назначение заполняющего материала многоцелевое: уменьшить тепловое воздействие контейнера на вмещающие породы, затруднить к нему доступ подземных вод, буферировать химический состав поровых растворов и способствовать перераспределению механических напряжений вокруг контейнера, сорбировать выщелоченные радионуклиды.

Последнее назначение заполнителя является важнейшим, так как позволяет надолго удержать в своей массе радионуклиды при коррозии контейнеров и матриц.

Под сорбционной емкостью материалов и пород подразумевается мера их способности удерживать на внутренних поверхностях пор какие-либо вещества или элементы физическим или химическим путем.

Высокой сорбционной емкостью обладают цеолиты – природные алюмосиликаты, (особенно в отношении 137Cs и 90Sr).

Совет

Для урана и трансурановых элементов хорошими поглотителями являются бентонитовая глина и горные породы, содержащие в повышенных количествах углистые вещества, оксиды и гидроксиды железа, марганца, титана.

Последним и главным барьером служит толща горных пород, отделяющая радиоактивные отходы от биосферы и обеспечивающая экологическую безопасность подземных или приповерхностных могильников.

В отличие от инженерных барьеров возможность целенаправленного воздействия на изолирующие свойства природных массивов ограничена, и необходимо подбирать вмещающие породы и другие геологические условия таким образом, чтобы снизить до минимума возможность прохождения радионуклидов через них при разрушении инженерных барьеров.

Степень надежности природных барьеров определяют гидрогеологические условия и физические свойства пород, влияющие на движение подземных вод. К этим свойствам в первую очередь относятся проницаемость и пористость массивов горных пород.

Пористость горных пород – отношение открытого пространства, не заполненного минералами, к общему объему горной породы. Эта величина выражается в процентах и меняется в очень широких пределах – от 1% и менее для изверженных горных пород (граниты, перидотиты и др.) и 25-45% для калийной соли (песчаники, туфы).

Способность породы быть проницаемой для подземных вод определяется значением эффективной пористости, т.е. той частью объема пор, которые соединены между собой, и наличием микротрещин.

Очень важным фактором при оценке изолирующих свойств геологических барьеров являются теплофизические свойства пород – теплопроводность, теплоемкость, температурная стабильность минерального состава, объемные коэффициенты расширения и изменения пластичности пород при нагреве. Изучение этих свойств необходимо в связи с высокими температурами, возникающими при захоронении высокоактивных отходов.

Источник: http://fs.nashaucheba.ru/docs/180/index-219976.html?page=32