Пронкин Обеспечение безопасности хранилисч радиоактивных 2011

Основываясь на классификации потенциально опасных процессов, приведенных выше, можно сформулировать общие основные требования, выполнение которых в соответствии с требованиями нормативного документа НП-016-05 [24], необходимы для реализации безопасного функционирования рассматриваемых групп хранилищ.

1.При любых условиях нормальной эксплуатации, в процессе длительного хранения, проектных авариях в технологических ем- костях-хранилищах, предназначенных для хранения или подготовки ЖРО к глубинному захоронению, в пласте-коллекторе с захороненными отходами, промышленных водоемах-хранилищах, хранилищах твердых и отвержденных отходов не должно создаваться предпосылок для возникновения СЦР.

2.Требования по радиационному воздействию на персонал, население и окружающую среду:

2.1.При нормальной эксплуатации емкостей-хранилищ ЖРО и аппаратов для их подготовки, проектных авариях должно быть исключено попадание жидкой фазы в окружающую среду и обеспечена очистка от радионуклидов газовых выбросов (аэрозольных) выбросов до нормативных показателей

2.2.В течение времени распада радионуклидов до безопасного уровня, удаленные в пласт-коллектор ЖРО, должны находиться в заданном проектом объеме пласта-коллектора при воздействиях естественного и техногенного характера, определенных проектом.

2.3.В водоемах-хранилищах и хвостохранилищах не должно быть миграции радионуклидов через дно в подземные воды, поступления загрязненных вод в поверхностные водотоки и аэрозольного уноса с зеркала хранилища в количестве, превышающем проектное.

2.4.Твердые и отвержденные отходы должны быть надежно защищены от выщелачивания и распространения радионуклидов в водоносные горизонты из-за переноса радионуклидов с помощью верховодки, подземных вод, животных и др. Загрязнение водоносного горизонта не должно быть выше уровня, определенного сани- тарно-эпидемиологическими нормативами.

3.При обращении с РАО, находящимися в хранилищах, должен быть обеспечен постоянный контроль за происходящими техноло-

21

гическими процессами и предусмотрены способы вмешательства при отклонении от нормального режима.

4. Обеспечение безопасности долговременного хранения в течение всего срока потенциальной опасности хранилищ (защита будущих поколений).

Сформулированные выше общие основные требования в ряде случаев являются идеалистическими, т.е. требования, которые нужно было бы выполнять обязательно и это обеспечит потенциальную безопасность хранения РАО на длительный период. Однако, жизненные реалии не позволяют обеспечить выполнение этих требований в полном объеме. Это обусловлено следующими основными причинами.

1.Почти все хранилища находятся в эксплуатации (некоторые более 40 лет) и какие-либо существенные изменения в их конструкции практически невозможны.

2.Не существует идеальных проектов, которые в состоянии учесть все изменения в режимах эксплуатации и после эксплуатационного периода (изменение погодных, геологических и других условий).

3.Не существует идеального исполнения проекта и реализация его с надлежащим качеством, как по применяемым материалам и комплектующим, так и по самому изготовлению объекта.

4.Важную роль в любой производственной деятельности играет человеческий фактор и прежде всего ошибки проектантов и операторов, обслуживающих данную установку. Избежать влияние человеческого фактора чрезвычайно трудно.

Каждая группа хранилищ ПЯТЦ имеет свои специфические особенности, и поэтому требует конкретизации подходов к анализу безопасности каждой из них. Эти особенности будут рассмотрены

впоследующих главах. Поскольку все существующие хранилища ПЯТЦ в настоящее время находятся в эксплуатации, то в дальнейшем для выделенных групп хранилищ будут рассматриваться только те процессы (с позиций концепции глубокоэшелонированной защиты), которые имеют место в период эксплуатации и после закрытия объекта. Полагается, что уже часть положений концепции предопределены проектом и качеством сооружения, а именно: выбраны площадки для размещения хранилищ, разработана конст-

22

рукция, осуществлено сооружение и ввод в эксплуатацию, определены санитарно-защитная зона и зона наблюдения, осуществлены мероприятия по организации нормальной эксплуатации и др.

Таким образом, в дальнейшем для каждой группы хранилищ будут рассмотрены требования по предотвращению возникновения следующих потенциально опасных процессов, определяющих безопасность хранилищ РАО: ядерно-физические (физические), технические, физико-химические и биологические, а также внешние воздействия природного и техногенного происхождения. Кроме того, будет рассмотрена реализация технических и организационных мер обеспечения безопасности на действующих хранилищах РАО для основных уровней глубокоэшелонированной защиты.

Задания и вопросы для самоконтроля

1.Изобразите схему ядерного топливного цикла от добычи и переработки урановой руды до РХП.

2.Дайте характеристику отдельным ПЯТЦ России.

3.На каких ПЯТЦ образуется наибольшее количество РАО как по объему, так и по активности?

4.Как распределяются по объему и по активности НАО, САО и ВАО, образуемые на ПЯТЦ России?

5.На какие группы можно разбить все хранилища РАО ПЯТЦ, используя естественную классификацию хранилищ?

6.Назовите группы процессов, которые могут привести к нарушениям нормальной эксплуатации хранилищ РАО.

7.Составьте список основных требований, которые необходимо предъявлять к хранилищам РАО для того, чтобы обеспечить их нормальное функционирование.

23

приводится краткое описание некоторых технологических процессов по переработке различной продукции ПО «Маяк», СХК и ГХК.

На ПО «Маяк» с 1949 года начало работать первое РХП, на котором использовалась осадительная (ацетатная) технология. С начала 60-х годов прошлого века завод перешел в режим опытнопромышленного производства по отработке различных модификаций экстракционных технологий5 для переработки материалов на основе облученного высокообогащенного урана и выделения плу- тония-238 из облученных мишеней нептуния-237.

При облучении стандартных урановых блочков на основе природного урана в промышленных реакторах происходит накопление нептуния-239 из урана-238. Нептуний-239 в процессе распада (период полураспада 2,3 суток) превращается в плутоний-239. Облученные стандартные урановые блоки (ОСУБ) выдерживаются не менее 140 – 180 суток для накопления плутония-239 и распада короткоживущих продуктов деления, а затем поступают на радиохимическую переработку. Принципиальная схема радиохимического передела на заводах ПО «Маяк», СХК и ГХК включало в себя следующие операции:

–растворение алюминиевых оболочек ОСУБ в щелочнонитратном растворе;

–растворение облученного урана в азотной кислоте;

–выделение урана и плутония и их очистка от продуктов деле-

ния.

С1986 года производство оружейного плутония на ПО «Маяк» было прекращено.

В 1976-1977 годах на площадке завода 235 осуществлен пуск первого российского радиохимического завода по переработке ОЯТ – завод РТ-1. Завод в настоящее время располагает тремя технологическими цепочками, обеспечивающими переработку топлива реакторов ВВЭР-440, реакторов БН-600 и БН-350, топлива ледокольного и военно-морского флотов, твэлов различных исследова-

5 В настоящее время почти на всех заводах для переработки ОЯТ используется экстракционный пюрекс-процесс (PUREX) – экстракция трибутилфосфатом в углеводородном разбавителе [5].

25

тельских реакторов, а также наработки концентратов изотопной продукции (цезий, стронций, технеций, нептуний, америций и др.).

Таблица 2.1 Концентрация и активность продуктов деления и актиноидов отработавшего топлива ВВЭР-440 после 3-летней выдержки

(глубина выгорания около 30 МВт (т)-сут/кг U)

Отработавшее топливо реакторов ВВЭР-440 поступает на комбинат после 3-5-летней выдержки в бассейнах-выдержки АЭС (табл.2.1). На заводе РТ-1 имеются также бассейны-выдержки, в которых ОЯТ перед их переработкой может выдерживаться некоторое время для дополнительного снижения активности. Жидкие РАО после радиохимической переработки подвергаются упариванию и затем размещаются в емкостях-хранилищах средне- и высокоактивных отходов.

Поскольку на ПО «Маяк» до 1986 г. вырабатывался оружейный плутоний, то на заводе хранятся ЖРО двух видов: ЖРО от переработки ОСУБ, находящиеся на долговременном хранении, и ЖРО от

26

переработки энергетических и исследовательских реакторов, которые находятся на временном хранении для последующего их остекловывания.

РАО, образующиеся при регенерации отработавших твэлов.

В настоящее время наиболее эффективным процессом регенерации топлива признан водно-экстракционный процесс. В результате регенерации ядерного топлива образуются жидкие РАО различного уровня активности.

При переработке ОЯТ реактора ВВЭР-440 и БН-600 доля объема НАО составляет около 95 %, САО и ВАО 4,4 и 0,6 %, соответственно [29].

Выход продуктов деления на 1 т облученного топлива зависит, в первую очередь, от глубины выгорания топлива, а кроме того – от типа реактора и условий его эксплуатации. Так, при эксплуатации АЭС с реактором типа ВВЭР может образовываться около 35 кг продуктов деления на 1 т облученного топлива. Свыше 99 % продуктов деления попадает в ВАО. Это воднохвостовые растворы после экстракционного отделения урана и плутония, а также растворы, образуемые при отделении актиноидов и других продуктов деления для использования их в народном хозяйстве. Количество ВАО в зависимости от принятой технологии регенерации и, соответственно, удельной активности образуемых ВАО, может колебаться от 1 до 5 м3 на одну тонну перерабатываемого топлива. ВАО содержат около 90 радионуклидов продуктов деления ядерного топлива и свыше 120 радионуклидов, образующихся в результате радиоактивного распада продуктов деления. Удельная активность отходов может достигать 1013 Бк/л [5] – [7].

Высокая начальная радиоактивность продуктов деления обусловлена короткоживущими радионуклидами. Через 10 лет общая энергия распада (т. е. остаточное тепловыделение) будет определяться только энергией распада стронция-90 с иттрием-90 и цезия137 с изомером бария-137.

Проблема, связанная с трансурановыми элементами в РАО, более сложна. Элементы этой группы с наиболее высокими атомными номерами относительно быстро распадаются по каналам альфа- и бета-распада до долгоживущих дочерних продуктов. Однако они обладают обычно высокой радиотоксичностью, обусловленной альфа-излучением, особенностями поглощения в различных орга-

27

нах и тканях и длительным удержанием в организме. Плутоний наиболее радиотоксичен из всех известных элементов. Период опасности актиноидов определяется при долговременном хранении свойствами их дочерних продуктов. При этом радиотоксичность дочерних продуктов несколько выше токсичности материнских элементов и превышает более чем в 1000 раз относительную токсичность урановой руды в течение более 4 106 лет.

Смесь продуктов деления состоит из различных изотопов. Важнейшие продукты деления, которые заметно влияют на безопасность при обращении с отходами, это: соединения урана, плутония, нептуния, америция и кюрия, экстракция которых в процессе регенерации ОЯТ не может быть абсолютной.

Говоря о химическом составе РАО, следует отметить, что он определяется не только (и не столько) продуктами деления и промежуточными и конечными элементами цепочек их распада, но также и особенностями химико-технологических процессов регенерации. Так, в воднохвостовые растворы попадает некоторое количество химических элементов, входящих в состав твэлов или их оболочек: железо, алюминий, кремний, молибден, цирконий. Поскольку для процесса регенерации и последующего хранения растворов используют аппаратуру из нержавеющей стали, то ее компоненты (железо, хром, никель) в результате коррозии также попадают в ВАО.

Кроме того, нередко для улучшения процессов разделения водной и органической фаз при регенерации в технологические растворы вводят химические добавки в виде соединений натрия, железа, а также сульфат-ионы. В ВАО могут присутствовать остатки экстрагентов и разбавителей (трибутилфосфата, керосина), а также продукты их разложения.

Наряду с ВАО при регенерации образуются САО и НАО. К ним относятся растворы от отмывки экстрагентов, пульпы и регенераты органических сорбентов, пульпы неорганических сорбентов, используемых для очистки вод бассейнов хранилищ твэлов, конденсаты от упарки ВАО, растворы после дезактивации технологического оборудования и помещений и др. К САО относятся отработавшие экстрагенты и разбавители. Эти отходы содержат менее 1 % всех радионуклидов, попадающих на регенерацию. Однако их объем во много раз превышает объем ВАО.

28

резервуарах даже при удельной активности около 1011 Бк/л будет достигать температуры кипения. В процессе хранения спад тепловыделения происходит сравнительно медленно. Количество выделяющегося тепла уменьшится в 10 раз через 70 лет и всего в 20 раз через 200 лет. Для поддержания необходимого температурного режима резервуары оборудуют специальной системой охлаждения, используя змеевиковые холодильники. Эта система должна надежно работать в течение десятилетий, поскольку, например, при хранении в емкости-хранилище объемом 2000 м3 ВАО с тепловыделением 5 109 Вт при отсутствии принудительного охлаждения в процессе заполнения емкости температура будет повышаться на 2-3°С

вчас, и отходы будут кипеть около 50 лет [7].

Втечение первого периода хранения (периода кипения) основной вклад в тепловыделение вносят стронций-90 и цезий-137 со своими дочерними радионуклидами иттрий-90 и барий-137, поэтому продолжительность охлаждения ВАО в емкостях-хранилищах может быть значительно сокращена при условии выделения не менее 90% радионуклидов стронция и цезия.

Другим важным фактором, определяющим безопасные условия хранения жидких ВАО, является радиолиз (разложение химических элементов под действием ионизирующего излучения) компонентов отходов и в первую очередь воды, азотной кислоты и нитратов. Сложный химический состав отходов обуславливает целый комплекс радиационно-химических превращений в процессе их хранения. Наиболее важны процессы, ведущие к выделению газообразного водорода и появлению твердой фазы. С учетом способности водорода образовывать взрывоопасные смеси с кислородом воздуха и окисидами азота при хранении ВАО в газовом пространстве резервуара не допускается концентрация водорода выше 0,3 %. С этой целью предусматривают продувку через резервуар над поверхностью отходов воздухом или инертным газом.

Радиохимические процессы при хранении ВАО могут привести

квыпадению некоторых соединений в осадок. Накопление осадков может приводить к неконтролируемым процессам, в том числе и условиям, способствующим возникновению СЦР.

Вследствие коррозионного воздействия отходов срок службы емкостей-хранилищ ограничивается 20-30 годами, после чего отходы должны быть переведены для хранения в новый резервуар.

30