Пдк и содержание отдельных компонентов в шахтных водах

Компонент	Содержание в шахтных водах	ПДК
Уран	0,3 -10,0	0,05
Ra, Kюри/л	(5,0-10,0).10-11	5.10-11
Rn, Kюри/л	(5,0-100,0).10-11	-
Na+K	40-150	-
Ca	100-300	-
Mg	10-40	-
Fe	0,5-1,0	-
Cl-	20-300	350,0
SO42-	80-500	500,0
HSO3-	20,0-400,0	-
сухой остаток	500-1000	1000
pH	6,8-7,5	6,5-8,5

Основными отходами обогатительных фабрик являются рудные пульпы, состоящие из песковой и шламовой части. Примерно 99,8% радия и полония от исходного содержания их в руде концентрируется в твердой фазе, сбрасываемой в хвостохранилище. Обычно песковая и шламовая фракции после нейтрализации объединяются и откачиваются в хранилище в виде общей пульпы. Примерный состав жидкой фазы этой пульпы представлен в таблице 9.2.

Таблица 9.49

Пдк и содержание компонентов жидкой фазы отвальной рудной пульпы, г/л.

Компонент	Содержание в жидкой фазе	ПДК
U	(0,5-5,0).10-3	5.10-5
Ra, Kюри/л	(2,7-8,0).10-10	0,5.10-10
Po, Kюри/л	(5,0-15,0).10-10	0,2.10-10
Fe2O3	следы	-
CaO	0,7-0,8	-
MgO	0,1-0,2	-
SiO2	0,02-0,04	-
MnO2	0,03-0,1	-
Na+K	0,2-0,4	-
SO42-	2,0-3,5	0,5
NO3-	0,5-3,0	-
сухой остаток	8,0-10,0	1,0
pH	7,0-8,0	6,5-8,5

Количество сбрасываемой пульпы для каждого уранового завода различно и зависит от его производительности. Так, например, для завода, перерабатывающего около 500 т руды в сутки, количество сбрасываемой твердой части пульпы будет примерно 500 т, а жидкой части 2000 м³/сутки. С этим количеством пульпы сбрасывается в хвостохранилище в сутки около 75 т химических веществ, из них до 20 т растворимых солей, около 100 кг урана, из них до 5 кг растворенного, и радиоактивных элементов активностью около 3 Kюри (1,1^.10¹¹Бк) из которых радий и полоний в растворенном виде активностью до 2^.10^-3Kюри (7,4^.10⁷Бк).

Из рис 9.4. видно, что общее количество образующихся отходов обогатительных фабрик, особенно жидких, по сравнению с полученным ураном в виде химического концентрата исключительно велико. Поэтому стремятся к максимальному уменьшению количества сбрасываемых жидких отходов, в частности за счет повторного использования их в основном производстве. В этом случае количественная характеристика сбрасываемых жидких отходов становится несколько иной и она определяется дисбалансом промышленных вод. Этот дисбаланс составляет примерно 20-50% общего количества получаемых промышленных сбросных вод (безусловно чистых вод). При повторном использовании объем сбрасываемых вод на тонну перерабатываемой руды уменьшается в 2-5 раз, т.е. на 1,5-3,0 м³.

Удаление отходов уранового гидрометаллургического завода требует соблюдения обязательного правила: не допускать прямого сброса радиоактивных веществ во внешнюю среду и предупредить их рассеяние. С этой целью вблизи каждого завода находятся специальные хвостохранилища.

Хвостохранилище представляет собой комплекс сооружений, состоящих из системы гидротранспорта, водозаборных устройств, дренажных систем, отстойных прудов и подпорных дамб и предназначенных для складирования твердых отходов производства, осветления жидких сбросов и для осуществления оборотного водоснабжения.

Наиболее важным сооружением хвостохранилища является дамба. Хвостохранилища делают с возведением дамб гидронамывом или с насыпными дамбами, отсыпка которых производится механическим способом из крупных рудных фракций.

Назначение прудов- отстойников (или водоемов хвостохранилища) - выполняют все технологические функции, связанные с обезвоживанием отвальных рудных пульп. В пруде- отстойнике жидкая часть пульпы освещается, вследствие полного осаждения взвешенных в ней твердых частиц. В качестве прудов - отстойников используются как естественные изменения рельефа местности, так и искусственно создаваемые. Как правило, хвостохранилища сооружают больших размеров с площадью от 1^.10⁵-2,5^.10⁵ м², глубиной от 1,5 до 8,0 метров в зависимости от надежности и устойчивости дамбы, количество хранимого в нем рудного материала может достигать 1^.10⁶ тонн.

При каждом хвостохранилище имеется насосная станция, она возвращает осветленные воды в производство для повторного использования. При этом откачка воды из хвостохранилища производится обязательно с поверхности водоема, чтобы не захватывать механических примесей.

После наполнения хвостохранилища осушают и консервируют на неопределенный срок. Иногда перед консервацией их засыпают толстым слоем земли и сажают деревья. Выбор места хвостохранилища имеет существенное значение, так как период полураспада естественных радиоактивных элементов очень большой.

В процессе эксплуатации хвостохранилищ происходит непрерывная фильтрация растворов в грунт. Она оказывает влияние на устойчивость дамб, а также приводит к проникновению радиоактивных веществ грунтовые воды.

Количество фильтрующихся вод существенно зависит от площади хвостохранилища, высоты слоя жидкости в нем и характера подстилающих грунтов. По расчетам инфильтрация может достигать 500-1000 м³/сутки. Исследования установили, что загрязнения содержащиеся в фильтрующихся из хвостохранилища водах, способны мигрировать по гидрогеографической сети на дальние расстояния, при этом наибольшая миграция у соединений урана и нитрат - иона.

Пробы грунтовых вод отобранные на одном из урановых заводах нашей страны в районе действующего хвостохранилища на расстоянии 50-100 м от него показали содержание урана 2,8^.10^-4-5,8^.10^-5 г/л, радия 1,3^. 10^-11 Ku/л, на расстоянии 500-1000 м грунтовая вода содержала 1,5^.10^-4- 5^.10^-5 г/л урана, а радия 1,3^.10^-11- 2^.10^-12 Ku/л, при естественном содержании в природных подземных водах 4^.10^-6- 7^.10^-6 г/л, а радия 2^.10^-12- 4^.10^-12 Ku/л.

Таким образом, инфильтрация загрязненных вод с хвостохранилищ является постоянным источником загрязнения грунтовых вод, однако при длительной эксплуатации хвостохранилищ, в результате уплотнения шламов, инфильтрация в грунт уменьшается.

В заключении следует отметить, что в процессе добычи урановой руды и в технологических процессах получения обогащенного уранового концентрата образуется значительное количество жидких естественных радиоактивных отходов.

На последующих этапах ЯТЦ при рафинировании (получение чистого диоксида урана и газообразного шестифтористого урана, а также на заводах по выпуску тепловыделяющих элементов (твэлов) рис 9.4. образуется незначительное количество жидких отходов по сравнению с рудничными водами и водам обогатительных фабрик.

3. Характеристики жидких радиоактивных отходов, образующихся при эксплуатации атомных электростанций (АЭС) и технология их очистки и захоронения.

При протекании ядерной реакции в реакторе АЭС образуется значительное количество тепла и оно должно постоянно отводиться теплоносителями. В качестве теплоносителя наиболее экономически выгодно использовать воду. Легководные корпусные реакторы - наиболее распространенный тип реактора в мире. Топливом для этих реакторов служат таблетки оксида слабообогащенного урана (2-4% уран-235) в оболочке из циркониевого сплава - циркалоя, вместе называются тепловыделяющими элементами. Замедлитель нейтронов и теплоноситель в этих реакторах - обычная (легкая) вода.

Существует две разновидности легководных реакторов: охлаждаемые водой под давлением (водо-водяные реакторы или ВВЭР (РWR)) и охлаждаемые кипящей водой (пароводяные реакторы ПВР(ВWR)). В нашей стране используются реакторы ВВЭР. В реакторе ВВЭР теплоноситель, нагретый до высокой температуры, подается на парогенератор, где тепло передается другому потоку теплоносителя (тоже вода). То есть эти реакторы имеют два контура теплоносителя. В эксплуатации находятся реакторы ВВЭР- 440 и ВВЭР- 1000 энергетической мощностью соответственно 440 МВт и 1000 МВт.

Водографитовые реакторы ВГР (LWGR) в качестве заменитель нейтронов используется графит. Активная зона выполнена в виде графитовых блоков, в которых просверлены каналы. Каждый канал охлаждается водой. В реакторах ВГР теплоноситель нагревается до кипения, образующийся пар попадает на лопасти турбины электрогенератора (одноконтурные АЭС). В нашей стране используется реактор РБКМ -1000 водографитовый капельного типа, имеет электрическую мощность 1000 МВт.

Охлаждающие активную зону реактора воды (теплоноситель) активируются (в них образуются в результате ядерных реакций с нейтронами радионуклиды), а также они захватывают радионуклиды, проникающие в теплоноситель из микротрещин твэлов, т.е. в них в процессе эксплуатации появляются радиоактивные отходы. При нормальной эксплуатации ядерных реакторов такие отходы называют технологическими. При аварийных ситуациях в таких отходах могут появляться радионуклиды, в количествах превышающих допустимые для теплоносителя.

Технологические жидкие радиоактивные отходы характеризуются качественными и количественными показателями, знание которых необходимо для правильного выбора методов их переработки, хранения и захоронения. Важнейшими характеристиками радиоактивных отходов являются количество, удельная активность, радионуклидный состав. Для АЭС непостоянство состава и количества отходов обусловлено типом реактора и его мощностью, технологическими особенностями и режимом эксплуатации, местонахождением АЭС и квалификацией обслуживающего персонала. Нормативные количества жидких радиоактивных отходов (ЖРО) для различных типов реакторов приведены в таблице 9.3.

Ориентировочная характеристика жидких, твердых и газообразных отходов, образующихся на АЭС представлены в таблице 9.4.

Таблица 9.50