Кондиционирование радиоактивных отходов

Кондиционирование, как уже говорилось, состоит в превращении радиоактивных отходов в форму, пригодную для дальнейшего безопасного обращения, перемещения, хранения, захоронения, и может включать в себя иммобилизацию отходов, помещение их в контейнеры (упаковку), а при необходимости - и вторичную упаковку. На этом этапе производится иммобилизация отходов путем их помещения в матрицы из бетона, битума, стеклоподобных или других материалов. Иммобилизованные радиоактивные отходы упаковываются в контейнеры, конструкция которых определяется активностью и типом отходов.

Способы кондиционирования и иммобилизации более подробно рассматриваются ниже и, если говорить в общем виде, предусматривают в первую очередь процесс, называемый отверждением жидких отходов.

Поскольку длительное хранение ЖРО трудоемко и, несмотря на жесткие требования по обеспечению безопасности, не исключает возможность течи из емкостей и поступления радионуклидов в окружающую среду, то более безопасен перевод ЖРО в твердую форму, удобную для длительного хранения, т.е. в ту, которая в течение многих лет оставалась бы стабильной и надежно фиксировала (иммобилизировала) накопленные радиоактивные вещества, не подвергаясь разрушению под действием воды, света и других внешних факторов.

Для отверждения ЖРО были разработаны и в разные годы использовались на АЭС следующие методы. Глубокое упаривание (кальцинация) жидких отходов

По этому методу жидкие радиоактивные концентраты переводят в твердую форму за счет прокаливания (интенсивной сушки). Однако получаемые твердые отходы пористы, гигроскопичны и легко растворяются под действием воды, поэтому их надо хранить в герметичных контейнерах (типа металлических бочек).

Цементирование жидких отходов

Сущность метода цементирования заключается в том, что среднеактивные ЖРО переводят в твердую фазу путем изготовления на их основе цементных блоков разной формы. Для этого жидкие солевые концентраты перемешиваются с цементом в аппаратах типа бетономешалок в течение 15-30 мин, а затем смесь выгружают в формы или металлическую тару.

Требования к отвержденным отходам достаточно высоки. В качестве примера: в случае рассматриваемых цементных блоков они должны быть [9]:

• водоустойчивыми (скорость выщелачивания радионуклидов цезия и стронция не более 1-10-3 г/см2 • сут),

• механически прочными (предел прочности при сжатии более 5 МПа),

• радиационно и водостойкими,

• а также устойчивыми к термическим циклам.

Указанная выше механическая прочность должна сохраняться после облучения дозой 106 Гр; после 90-дневного погружения в воду; после 30 циклов замораживания и оттаивания (-40...+40 °С).

Напомним, что выщелачивание - это растворение веществ, содержащихся в бетоне (или в другом твердом веществе) в воде при воздействии на соответствующий блок грунтовых вод.

Недостатки метода связаны с тем, что механическая прочность блоков в значительной мере зависит от солесодержания ЖРО. При солесодержании более 150 г/л прочный монолит не образуется. Другой недостаток — высокая выщелачиваемость радионуклидов при контакте блоков с водой. В цементных блоках лучше закрепляются ниобий и рутений, хуже - стронций и цезий. Чтобы уменьшить выщелачивание, для цементирования используются высокомарочные гидростойкие цементы. По этой же причине цементирование не применяется при удельной активности концентратов выше 3,7-106 Бк/л. Наконец, при этом способе отверждения объем радиоактивных отходов за счет цемента увеличивается в 1,5-2 раза.

Цементные блоки как твердые отходы хранить значительно удобнее и дешевле, но хранить их необходимо в специальных могильниках, не допуская контакта с водой. Чтобы исключить выщелачивание, цементирование иногда производится в металлических бочках, которые и подлежат захоронению после заполнения.

Перечисленные недостатки частично устраняются при обработке цементной массы полимерными материалами. По этой технологии цементные блоки, полученные обычным способом, дегидрируются, затем пропитываются органическим мономером с добавкой катализатора и нагреваются для полимеризации. Полученные блоки на порядок более стойки к выщелачиванию.

Битумирование жидких отходов

Этот способ является, по-видимому, наиболее надежным и перспективным способом отверждения средне- и низкоактивных ЖРО на АЭС. Битумированию можно подвергнуть не только любые концентрированные жидкие отходы АЭС с высоким содержанием солей (более 200 г/л), но также растворы и пульпы, содержащие ионообменные смолы, сорбенты и различные фильтровальные материалы. Сущность метода заключается в том, что жидкие отходы в разогретом состоянии (при температуре 120-150 °С) равномерно смешиваются с битумом. В результате образуются твердые, влагостойкие блоки, содержащие радиоактивные соли до 50 % общей массы.

Битумирование ЖРО производится в битуматорах (рис. 4.4). Он представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд 5, в центре которого проходит вал 9, соединенный со скребками 3. Обогрев битуматора осуществляется греющим паром, подаваемым в рубашку 2. ЖРО с солесодержанием около 200 г/л подаются с постоянным расходом в верхнюю часть аппарата. С помощью вращающегося диска 4 они равномерно распределяются по обогреваемой стенке битуматора. Стекая вниз по стенке в виде пленки, отходы интенсивно испаряются. Парогазовая смесь удаляется, а соли выпадают в виде кристаллов. На стенке образуется подвижная масса влажных кристаллов, содержащая до 20-30 % воды. С помощью скребков масса непрерывно перемещается в нижнюю часть битуматора.

Предварительно разогретый битум подается в среднюю часть аппарата и перемешивается с отходами до образования гомогенной смеси, при этом отходы окончательно упариваются до содержания влаги не более 5 %. Битум подается в таком количестве, чтобы получающаяся смесь содержала его примерно 50 %. При недостаточном количестве битум дополнительно вводится в нижнюю часть битуматора.

Готовая к захоронению битумная смесь выгружается винтовым экструдером 1, встроенным в днище битуматора, и заливается в формы или в стальные бочки емкостью 200 л, в которых охлаждается и захоранивается в сухих хранилищах.

Парогазовая смесь конденсируется в конденсаторе, неконденсирующиеся газы после очистки удаляются в систему спецвентиляции, а конденсат, содержащий до 50 мг/л масла, поступает в маслоот- стойник. После отделения масла конденсат возвращается на очистку, а масло закачивается в битуматор.

Битумные монолитные блоки надежно фиксируют в себе радиоактивные вещества и могут длительное время храниться в любых хранилищах твердых отходов. Скорость выщелачивания при контакте с водой составляет 2,5-10—5 г/см2-сут. Однако при поглощенных дозах выше 108 Гр нарушается химическая структура материала, повышается эластичность, уменьшается температура вспышки. Поэтому битумированию подвергаются концентраты с уровнем активности не более 3,7-Ю11 Бк. Если ЖРО имеют высокую удельную активность, то перед битумированием они разбавляются низкоактивными отходами.

Установки для битумирования ЖРО производительностью 200-600 л/ч предусматриваются в проектах всех отечественных АЭС.

Остекловывание

При этом способе отверждения отходы помещаются в матрицу из боросиликатного или другого стекла. Были разработаны стекловидные композиции, позволяющие включить в себя РАО. Стекла выдерживают нагревание и излучение отходов без ухудшения свойств. В воде они растворяются очень медленно, в течение многих тысяч лет.

Жидкие отходы поступают в установку, где нагреваются, обезвоживаются и превращаются в порошок. Этот порошок на следующем шаге обработки смешивается со стеклообразующими добавками (фосфорной кислотой или боросиликатным флюсом). Затем смесь сплавляется и сиропообразный продукт выливается в контейнер из нержавеющей стали. После охлаждения и затвердевания остеклованных отходов контейнер с этой массой закрывается и дезактивируется снаружи. После этого он готов к длительному хранению и окончательному захоронению. Типичный стеклянный блок имеет диаметр ~ 30 см и высоту от 1 до 3 м. Продукты деления составляют около 20 % массы блока.

Остекловывание связано с использованием сложного оборудования, работающего при высоких температурах (до 1300-1500 °С), поэтому оно рационально только для отверждения высокоактивных отходов, получающихся при переработке облученного ядерного топлива.

Эксплуатация АЭС. Ч. 1 Работа АЭС в энергосистемах. Ч. II. Обращение с радиоактивными отходами: Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2011.

на главную