2.6. Образование твердых радиоактивных отходов на аэс

Твердые радиоактивные отходы на АЭС образуются в результате радиоактивного загрязнения поверхностей оборудования и конструкций жидкими или аэрозольными загрязнителями, а также в результате нейтронной активации конструкционных материалов реактора.

Состав и количество отходов зависят от типа реактора и условий его эксплуатации. Энергетический ядерный реактор мощностью 1000 МВт нарабатывает от 200 до 300 м³ твердых низко - и среднеактивных отходов в год. Они представляют собой части металлических конструкций и оборудования, ионообменные смолы и фильтры системы газоочистки, лабораторная посуда, защитная одежда и обтирочные материалы, производственный мусор и т.д.

2.7. Отходы, образующиеся при обращении с оят

Перегрузка и промежуточное хранение топлива на АЭС с ВВЭР осуществляется «мокрым» способом под защитным слоем воды. Перегрузочная машина извлекает сборки из активной зоны реактора и переносит в расположенное рядом хранилище - бассейн выдержки.

Приреакторный бассейн выдержки отработавшего ядерного топлива ВВЭР-1000 объемом 1100 м³ разделен на 3 отсека. Проектная суммарная емкость бассейна обеспечивает возможность одновременного размещения в нем 2,5 объемов активной зоны реактора (три годовых перегрузки плюс аварийная выгрузка зоны~165 т урана). Первый отсек и половина второго заняты основным стеллажом для ОТВС, в ячейки которого устанавливаются отработавшие герметичные ТВС.

В стеллажах предусмотрены ячейки для герметичных пеналов с дефектными (негерметичными) ТВС. Шаг между ячейками 400 мм по равностороннему треугольнику.

Перед плановой перегрузкой бассейн перегрузки соединяется с бассейном хранения и реактором. В режиме перегрузки топлива, когда бассейн выдержки соединен с бассейном перегрузки и реактором, требования к качеству воды в значительной степени ужесточаются как по содержанию борной кислоты, так и по химическому составу (таб. 2.9 ).

Бассейн выдержки для ОТВС РБМК-1000 состоит из двух отсеков изолированных по воде, каждый из которых представляет собой открытую ёмкость из железобетона объёмом ~750м³ с габаритными размерами (10700 х 4200 х 17520) мм, облицованную с внутренней стороны листовой нержавеющей сталью марки X18H10T толщиной 3 мм, а снаружи – углеродистой сталью. В каждом из отсеков имеется по 71 щели длиной 2 м, предназначенных для установки в них ОТВС.

Нормируемые показатели воды при хранении ОЯТ РБМК приведены в таблице 2.9.

Таблица 2.9.

Нормируемый состав воды бассейнов выдержки.

Реактор	pH	Cl-+F-, мкг/кг	H3BO3, г/л	Прозрачность, %	κ, мкСм/см	Fe, мкг/л	Масла, мкг/л
ВВЭР	<4,3	100	12	90
РБМК	5,5 – 8,0	<100			<3	<1000	<200

Требуемое качество воды достигается путём двухступенчатой очистки: на первой ступени - механическая фильтрация продуктов коррозии, на второй ступени – обессоливание на ионообменных фильтрах.

В нормальных условиях эксплуатации, концентрация водорода под перекрытиями БВ менее 4 объем. % обеспечивается системой вентиляции надводного пространства.

Тепловыделяющие элементы, содержащие высокоактивные изотопы, после извлеченные из реактора хранятся в бассейнах выдержки от 3 до 10 лет. За это время распадаются короткоживущие нуклиды. После этого, активность отработавшего ядерного  топлива определяется продуктами деления (ПД) с большим временем распада:

стронций 90	криптон 85	технеций 99	цезий 137
29,2 года	10,8 года	213тыс. лет	28,6 года

Кроме долгоживущих ПД, остаются и трансурановые элементы – актиноиды (нептуний, плутоний, америций, кюрий) с периодами полураспада десятки и сотни тысяч лет.

Через 10 лет после выгрузки активность содержимого ТВЭЛов уменьшается примерно в 10 раз и не превышает 325 тыс. кюри на тонну. После выдержки в бассейне, отработавшее топливо направляется на радиохимический завод для извлечения урана и плутония.

Активность ОЯТ становится допустимо безопасной, при уменьшении ее на шесть порядков, по сравнению с начальной, для чего потребуется около 20 периодов полураспада. Это означает, что, стронций и цезий следует хранить в контролируемых условиях 300 – 600 лет.

Вопросы для самопроверки.

1. Ядерный топливный цикл. Стадии ядерного топливного цикла.

2. Добыча урановых руд и производство ядерного топлива.

3. Отходы, возникающие при эксплуатации АЭС.

4. Отходы при снятии АЭС с эксплуатации.

5. Источники радиоактивных отходов.

6. Классификация радиоактивных отходов.

7. Газообразные выбросы АЭС.

8. Образование жидких радиоактивных отходов на АЭС.

9. Образование твердых радиоактивных отходов на АЭС.

10. Отходы, которые образуются при обращении с отработанным ядерным топливом.