Обращение
с отработавшим ядерным топливом
и радиоактивными отходами

аботав!НИМ ЯД
ли отхо дами А

аэ «та

ениес
оактив!

5" 3

==r s
S. **

Издательский дом МЭИ

М.А.Скачек

Обращение
с отработавшим ядерным топливом
и радиоактивными отходами
АЭС
Аопущено Учебно-метоАИческим объелинением вузов России
по образованию в области энергетики
и электротехники в качестве учебного пособия
АЛЯ стулентов вузов, обучающихся по специальности
«Атомные электрические станции и установки»
направления ПОАГОТОВКИ «Техническая физика»

Москва

Издательский дом МЭИ

2007

УДК 621.384.039.54
ББК 31.46
С 426

Рецензенты: О.М. Ковалевич, доктор техн. наук, главный сотрудник НТЦ
Федеральной службы по экологическому и атомному надзору;
В.П. Горбатых, доктор техн. наук, профессор МЭИ (ТУ).

С 426

Скачек М.А.
Обращение с отработавшим ядерным топливом и радиоактив­
ными отходами АЭС : учебное пособие для вузов / М.А. Скачек.
— М. : Издательский дом МЭИ, 2007. — 448 с : ил.
ISBN 978-5-383-00057-1
В учебном пособии автором предпринята попытка охватить возможно более
широкий круг вопросов, касающихся основных аспектов обращения с отработав­
шим ядерным топливом и радиоактивными отходами: методы переработки отрабо­
тавшего ядерного топлива и модернизацию схем переработки исходя из условия не­
распространения ядерного оружия; методы транспортировки отработавшего ядер­
ного топлива, активацию теплоносителя ядерного энергоблока, состав радиоактив­
ных вод и схемы их очистки. Рассмотрены методы переработки жидких и твердых
радиоактивных отходов, проблемы выбора площадок для захоронения отработавше­
го топлива и отходов, альтернативные способы удаления радиоактивных отходов из
сферы деятельности человека. По широте охвата и объему затронутых проблем по
данной теме книга является одной из первых в нашей стране.
Учебное пособие адресовано студентам специальности «Атомные электриче­
ские станции и установки», студентам вузов других энергетических специально­
стей, аспирантам, инженерам и руководителям, работающим в области ядерной
энергетики, а также широкому кругу специалистов смежных областей науки и
промышленности.
УДК 621.384.039.54
ББК 31.46
Учебное издание
Скачек Михаил Андреевич
ОБРАЩЕНИЕ С ОТРАБОТАВШИМ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ
И РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ АЭС
Учебное пособие для вузов
Редактор И.И. Сошникова
Художественный редактор А.Ю. Землеруб
Технический редактор Т. А. Дворецкова
Корректоры ЕЛ. Севастьянова, В.В. Сомова
Компьютерная верстка В.В. Пак

Подписано в печать с оригинала-макета 26.04.07
Формат 70х 100/16
Бумага офсетная
Гарнитура «Тайме»
Печать офсетная
Усл.печ.л. 36,1
Усл.-кр. отт. 37,1
Уч.-изд. л. 34,1
Тираж 5000 экз. (1 -й завод — 1000 экз.)
Заказ 820
С-024
ЗАО «Издательский дом МЭИ», 111250, Москва, Красноказарменная ул., д. 14
Отпечатано в ППП «Типография «Наука», 121099, Москва, Шубинский пер., 6.
ISBN 978-5-383-00057-1

© ЗАО «Издательский дом МЭИ», 2007

ОГЛАВЛЕНИЕ

Предисловие
Введение
Глава 1. Основные концептуальные принципы обращения с радиоактивными отходами
и отработавшим ядерным топливом
Глава 2. Отработавшее ядерное топливо и радиоактивные отходы АЭС
Глава 3. Обращение с отработавшим ядерным топливом АЭС
3.1. Обращение с отработавшим ядерным топливом в Российской Федерации
3.1.1. Отработавшее ядерное топливо реакторов ВВЭР-440
3.1.2. Отработавшее ядерное топливо реакторов ВВЭР-1000
3.1.3. Отработавшее ядерное топливо реакторов РБМК-1000
3.1.4. Отработавшее ядерное топливо реакторов БН-600 Белоярской АЭС
3.1.5. Отработавшее ядерное топливо реакторов АМБ Белоярской АЭС
и ЭГП-6 Билибинской АЭС
3.2. Особенности временного хранения ОТВС на АЭС
3.3. Транспортировка отработавшего ядерного топлива
3.4. Длительное хранение отработавших ТВС
3.5. Переработка отработавшего ядерного топлива
3.6. Обращение с РАО от переработки ОЯТ
3.7. Трансмутация долгоживущих радиоактивных отходов

30
33
34
42
49
81
83

Глава 4. Обработка газообразных радиоактивных отходов
4.1. Система газовых сдувок реакторного отделения
4.2. Система газоочистки

89
90
92

Глава 5. Источники жидких радиоактивных отходов
Глава 6. Виды активности теплоносителя и ее расчет
Глава 7. Способы обработки жидких радиоактивных отходов
7.1. Соосаждение
7.2. Фильтрация
7.3. Дистилляция
,.
7.4. Ионный обмен
7.5. Ионоселективная сорбция
7.6. Дегазация
7.7. Обратный осмос
7.8. Электродиализ
7.9. Флотация и вымораживание

6
8
11
15
25
28
28
29
29
30

94
103
ИЗ
113
116
121
127
128
131
135
136
139

Глава 8. Системы обращения с жидкими радиоактивными отходами
140
Глава 9. Обработка жидких радиоактивных отходов при выводе энергоблока из эксплуатации ..162
Глава 10. Временное хранение жидких радиоактивных отходов
178

Глава 11. Отверждение жидких радиоактивных отходов
11.1. Битумирование ЖРО
11.2. Цементирование ЖРО
11.3. Остекловывание ЖРО
11.4. Включение радионуклидов в керамическую или полимерную матрицу

188
188
194
204
211

Глава 12. Обращение с твердыми радиоактивными отходами
12.1. Дезактивация твердых радиоактивных отходов и оборудования
12.1.1. Дезактивация ТРО и оборудования энергоблоков с реакторами
на тепловых нейтронах
12.1.2. Дезактивация ТРО и оборудования энергоблоков с реакторами
на быстрых нейтронах
12.1.3. Дезактивация контуров с натриевым теплоносителем
12.2. Хранение твердых радиоактивных отходов и отработавшего ядерного топлива
12.3. Компактирование твердых радиоактивных отходов
12.3.1. Сжигание ТРО
12.3.2. Прессование ТРО
12.3.3. Плавление ТРО
12.3.4. Бактериологическая переработка ТРО
12.4. Контейнеризация и транспортировка РАО
12.5. Обращение с радиоактивными металлическими отходами
12.5.1. Глубокая дезактивация радиоактивных металлических отходов
12.5.2. Переплавка радиоактивных металлических отходов....*.
12.5.3. Радиационный контроль радиоактивных металлических отходов
12.5.4. Хранение радиоактивных металлических отходов
12.6. Обращение с радиоактивным графитом
12.6.1. Изготовление реакторного графита и его характеристики
12.6.2. Источники загрязнения графита
12.6.3. Дезактивация отработавшего графита
12.6.4. Сжигание радиоактивного графита
12.6.5. Консервация радиоактивного графита
12.6.6. Газогенераторная переработка реакторного графита
12.6.7. Высокотемпературный синтез как метод переработки
высокоактивного графита
12.6.8. Вариант обращения с графитом при выводе уран-графитовых реакторов
из эксплуатации

222
224

Глава 13. Локализация радиоактивных отходов
13.1. Варианты и критерии подземного хранения и захоронения РАО
13.2. Характеристики геологических пород
13.3. Выбор варианта захоронения РАО
13.4. Выбор площадки для захоронения РАО
13.5. Сооружение, эксплуатация и опечатывание хранилища (могильника)
13.6. Глубинное захоронение жидких радиоактивных отходов
13.7. Сброс радиоактивных отходов в водоемы
13.8. Приповерхностное захоронение твердых радиоактивных отходов
13.9. Глубинное захоронение отвержденных РАО и ОЯТ
13.9.1. Инженерно-геологические исследования по выбору площадки
могильника-захоронения
13.9.2. Обоснование надежности захоронения РАО

340
341
344
346
348
351
352
371
374
389

Глава 14. Альтернативные концепции удаления радиоактивных отходов
14.1. Захоронение РАО подводными лавинами

425
426

4

224
244
248
250
258
258
266
267
271
271
278
281
289
301
303
305
305
312
322
324
328
331
332
334

394
415

14.2. Дезинтеграция РАО подземным ядерным взрывом
14.3. Космическая изоляция РАО
14.4 Самозахоронение высокоактивных РАО
Контрольные вопросы
Список литературы

428
432
435
438
442

ПРЕДИСЛОВИЕ

Нарастающий дефицит органического топлива и устойчивый рост энергопот­
ребления в странах мирового сообщества диктуют необходимость развития альтер­
нативных источников энергии, наиболее реальным из которых является ядерное
топливо.
Преимущество штатной работы ядерной энергетической установки по сравне­
нию с энергетической установкой, использующей органическое топливо, состоит
в минимальном вредном воздействии на окружающую среду. Однако ядерным
установкам присущи специфические техногенные виды риска, обусловленные как
возможностью радиационной аварии, так и наработкой отработавшего ядерного
топлива и радиоактивных отходов. Объективно значения этих рисков ниже уровня
многих техногенных рисков. Тем не менее аварии на Three Mile Island-2 и Черно­
быльской АЭС сформировали отрицательное общественное мнение о ядерной
энергетике. Изменить это общественное мнение можно широкой демонстрацией
реальной безопасности ядерной энергетической технологии, основанной как на
внедрении в ядерную энергетику энергоблоков с реакторами высокой степени
безопасности, так и на постоянном совершенствовании методов обращения с
отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами. Обе эти проблемы
относятся к классу глобальных.
К настоящему времени в мире накоплено около 300 тыс. т отработавшего ядер­
ного топлива, а в России — около 20 тыс. т. Кроме того, только в российских пун­
ктах хранения находятся более 500 млн м жидких радиоактивных отходов и
свыше 180 млн т твердых радиоактивных отходов. Хранение отработавшего ядер­
ного топлива и радиоактивных отходов в принципе представляет потенциальную
опасность для окружающей среды и населения. Следовательно, радиоактивные
отходы должны быть переработаны и окончательно надежно удалены из сферы
деятельности человека, а при длительном хранении ядерного топлива (до его
переработки) должна быть обеспечена максимально возможная степень безопас­
ности. В случае если переработка отработавшего ядерного топлива не предпола­
гается, то оно также должно быть надежно захоронено.
В данном учебном пособии представлен широкий круг вопросов, охватываю­
щий концептуальные принципы обращения с отработавшим ядерным топливом и
радиоактивными отходами, методы переработки отработавшего ядерного топлива
и модернизацию схем переработки исходя из условия нераспространения ядер­
ного оружия, методы транспортировки отработавшего ядерного топлива, актива­
цию теплоносителя ядерного энергоблока, состав радиоактивных вод и схемы их
6

очистки, методы переработки жидких и твердых радиоактивных отходов, времен­
ного хранения отходов, выбора площадок для захоронения и способы захоронения
отработавшего топлива и отходов, альтернативные методы удаления радиоактив­
ных отходов из сферы деятельности человека.
Учебное пособие будет полезно не только студентам энергетических специаль­
ностей, но и аспирантам, инженерам, работающим в области ядерной энергетики,
а также широкому кругу специалистов.
Все отзывы и замечания по содержанию данной книги следует направлять по
адресу: 111250, Москва, Красноказарменная ул., д. 14, Издательский дом МЭИ.
Автор

ВВЕДЕНИЕ

Ряд аварий на энергоблоках атомных электростанций (АЭС) мирового сооб­
щества и предприятиях топливного цикла привел к тому, что ядерная энергетика
приобрела имидж относительно социально опасной технологии, и подобный
имидж носит международный характер. Однако большинство специалистов и экс­
пертов в области ядерной энергетики считают, что проблемы социальной озабо­
ченности общества могут быть решены планомерным претворением в жизнь ком­
плекса мер по технологическому совершенствованию предприятий ядерного
топливного цикла и созданию необходимой социальной инфраструктуры ядерной
энергетики [1]. В пользу подобной точки зрения свидетельствуют объективный
анализ значительной части аргументов противников ядерной энергетики и уроки,
извлеченные из крупных аварий на АЭС.
В настоящее время существуют три основополагающие проблемы, определяю­
щие отношение общества к развитию ядерной энергетики как к потенциально
опасной технологии: 1) риск тяжелых аварий; 2) обращение с радиоактивными
отходами (в том числе и с отработавшим ядерным топливом); 3) нераспростране­
ние делящихся материалов (риск глобального ядерного терроризма).
Из перечисленных проблем в общественном сознании превалирует проблема
обращения с радиоактивными отходами (РАО). Решенность не всех аспектов этой
проблемы может отрицательно влиять на развитие ядерной энергетики большин­
ства стран мирового сообщества, так как общество пришло к осознанию того
факта, что развитие любой потенциально опасной технологии может быть при­
нято и одобрено лишь при условии детального разрешения всех проблем, сопут­
ствующих полному циклу данной технологии [1], т.е. в приложении к развитию
ядерной энергетики. Это означает необходимость детальной проработки и надеж­
ного решения не только проблем безопасной эксплуатации энергоблоков, но и
проблем вывода энергоблоков из эксплуатации и обращения с РАО (в том числе
окончательное безопасное захоронение РАО).
Проблемы обращения с РАО и отработавшим ядерным топливом в плане соци­
альной приемлемости имеют определенную специфику, так как связаны с необхо­
димостью оперировать временными интервалами в сотни и тысячи лет. Это при­
водит к ситуации, когда нынешняя технологическая деятельность заведомо
проецируется на ряд последующих поколений, что дополнительно осложняет как
планирование развития ядерной энергетики в странах мирового сообщества, так и
выбор площадок для хранения и захоронения РАО.

8

Радиоактивные отходы АЭС и отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) сущест­
венно разнятся, так как ОЯТ потенциально является весьма ценным продуктом,
позволяющим получить после его переработки новое ядерное топливо. Специ­
фика РАО состоит в том, что в настоящее время единственным приемлемым спо­
собом их относительного обезвреживания является хранение в течение длитель­
ного времени в целях распада содержащихся в них радионуклидов.
Радиологическая опасность РАО, а следовательно, и необходимая продолжи­
тельность их контролируемого хранения должна составлять:
до 300 лет — для отходов низкого и среднего уровней активности, содержащих
продукты активации и малые количества долгоживущих продуктов деления;
до 1000 лет — для высокоактивных отходов, содержащих долгоживущие про­
дукты деления;
более 1000 лет — для отходов, содержащих трансурановые элементы.
Радиоактивные отходы, образующиеся на АЭС в период эксплуатации, отно­
сятся в основном к низкоактивным отходам и содержат радионуклиды с периодом
полураспада менее 30 лет. Количество высокоактивных отходов составляет менее
1 % общего количества РАО.
В настоящее время в Российской Федерации действует Федеральная целевая
программа по обращению с РАО, принятая постановлением Правительства РФ в
1995 г. [2]. Программа определяет, что в качестве радиоактивных отходов рассмат­
риваются «не подлежащие дальнейшему использованию вещества (в любом агре­
гатном состоянии), материалы, изделия, оборудование, объекты биологического
происхождения, в которых содержание радионуклидов превышает уровни, уста­
новленные нормативными актами».
Радиоактивные отходы образуются: при добыче и переработке радиоактивных
руд; изготовлении ядерного топлива; в процессе производства энергии на атомных
электростанциях; при переработке отработавшего ядерного топлива; при произ­
водстве оружейных ядерных материалов; в процессе эксплуатации и утилизации
кораблей и судов с транспортными ядерными энергетическими установками; при
проведении научно-исследовательских работ с использованием радиоактивных
веществ и делящихся материалов; при применении радионуклидов в медицине,
науке и технике; при подземных ядерных взрывах [2].
Программа указывает, что проблема обращения с РАО сложна и требует комп­
лексного решения, так как в результате развития ядерной энергетики, атомной
промышленности и атомного флота в Российской Федерации накоплены РАО
о

общей активностью более 1,5 • 10 Ки и отработавшее ядерное топливо суммарной
активностью примерно 4,7 • 10 Ки. В том числе на территории атомных электро­
станций хранятся более 2,9* 105 м3 РАО общей активностью свыше 4,4-10 Ки,
более 6100 т отработавшего ядерного топлива реакторов типа РБМК-1000 общей
активностью около 3,1 • 109 Ки, более 1180 т топлива реакторов типов ВВЭР-1000,
ВВЭР-440, АМБ-100, АМБ-160 и БН-600 общей активностью свыше 1,165 • 109 Ки.
На отдельных АЭС хранилища твердых и жидких РАО близки к предельному
заполнению, а ряд емкостей для хранения РАО близки к выработке штатного
ресурса эксплуатации.
9

Программа предусматривает: оснащение всех АЭС России техническими комплек­
сами для кондиционирования всех видов РАО; реконструирование и строительство на
АЭС хранилищ твердых и отвержденных РАО, обеспечивающих безопасное хране­
ние; разработку технологии и создание оборудования для кондиционирования
РАО, образующихся при выводе из эксплуатации энергоблоков АЭС и ядерных
установок; реконструкцию действующих и сооружение на территориях АЭС
новых хранилищ, обеспечивающих компактное и безопасное хранение отработав­
шего ядерного топлива в течение всего срока эксплуатации конкретной АЭС.

ГЛАВА 1
ОСНОВНЫЕ КОНЦЕПТУАЛЬНЫЕ ПРИНЦИПЫ ОБРАЩЕНИЯ
С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ
И ОТРАБОТАВШИМ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ

В ядерной отрасли России разработана и одобрена правительством стратегия
развития ядерной энергетики в первой половине XXI в., приняты Концепция по
обращению с РАО и Концепция по обращению с ОЯТ. Главное в этих документах —
доминанта экологической приемлемости всех этапов развития ядерной энерге­
тики при взаимосвязи ее структуры с характером ядерного топливного цикла и
обращением с ОЯТ и РАО.
Развивая и конкретизируя подходы Концепции по обращению с РАО, а также
ставя перед собой задачу конкретизировать основополагающие принципы
МАГАТЭ по обращению с РАО, группа специалистов — физиков, химиков, гео­
логов — занялась разработкой технических и технологических принципов реали­
зации окончательной стадии ядерного топливного цикла — захоронения РАО.
Основополагающие принципы МАГАТЭ по обращению с РАО состоят в следу­
ющем: «... обращение с РАО осуществляется таким образом, чтобы:
обеспечить приемлемый уровень защиты здоровья человека;
обеспечить приемлемый уровень охраны окружающей среды;
учитывать всевозможные последствия для здоровья человека и окружающей
среды за пределами национальных границ;
предсказуемые последствия для здоровья будущих поколений не превышали
соответствующие уровни последствий, принятые в наши дни;
не налагать чрезмерного бремени на будущие поколения;
обращение с РАО осуществлять в рамках соответствующей национальной пра­
вовой структуры, предусматривающей четкое распределение обязанностей и обес­
печение независимых регулирующих функций;
образование РАО удерживать на минимальном практически осуществимом
уровне;
надлежащим образом учитывать взаимозависимости между всеми стадиями
образования РАО и обращения с ними;
надлежащим образом обеспечивать безопасность установок для обращения с
РАО на протяжении всего срока их службы».
Создание этих принципов — первый в мире пример разработки общего подхода
к безопасности научного и практического направлений деятельности. Поэтому прин­
ципы носят общий глобальный политический характер.
Концепция Минатома России по обращению с РАО [3] основана на положениях
Федеральной программы [2] и основополагающих принципах МАГАТЭ. Положе­
ния Концепции разработаны с учетом действующих правовых актов России
и международного сообщества в области использования ядерной энергии, радиа11

ционной безопасности населения, санитарно-эпидемиологического благополучия
и охраны окружающей среды, в том числе с учетом Объединенной конвенции о
безопасности обращения с отработавшим ядерным топливом и безопасности
обращения с радиоактивными отходами.
В Концепции отмечается, что сохранение Российской Федерацией статуса
ядерной державы предполагает и на будущее широкое использование ядерной
энергии и предопределяет необходимость решения широкомасштабных задач по
обращению с РАО. Условия хранения значительной части накопленных отходов не
в полной мере отвечают современным требованиям обеспечения безопасности.
В ближайшие 10—20 лет, согласно [3], увеличатся масштабы вывода из эксплу­
атации отработавших проектные сроки ядерных установок и объем задач безопас­
ного обращения с РАО, накопленными в ходе эксплуатации и образовавшимися
при выводе объектов из эксплуатации, повысится.
В Концепции указано, что общей целью обращения с РАО является обеспече­
ние приемлемого для общества уровня их вредного воздействия на здоровье чело­
века и окружающую среду в настоящем и будущем. Для достижения общей цели,
исходя из приоритета охраны жизни и здоровья людей настоящего и будущих
поколений, окружающей среды и снижения эффекта вредного воздействия РАО,
необходимо соблюдение международно признанных принципов организации
работ при обращении с РАО.
В Концепции Минатома России подтверждаются, дополняются и развиваются
принципы МАГАТЭ:
1) обеспечение приемлемого уровня радиационной защиты человека и окружа­
ющей среды и максимально достижимой степени исключения влияния РАО на
здоровье будущих поколений при обязательном использовании альтернативных
вариантов обращения с РАО, исходя из общего принципа многобарьерной защиты;
2) образование РАО должно удерживаться на минимально достижимом уровне,
а характеристики РАО должны соответствовать существующим международным
нормам;
3) безопасность установок по обращению с РАО должна гарантированно обес­
печиваться как на протяжении всего срока эксплуатации, так и при выводе их из
эксплуатации;
4) должны быть обеспечены полная достоверная информация о количестве
РАО, способах обращения с РАО и возможность международного контроля по
аспектам обращения с РАО;
5) в максимально возможной степени на основе технологий фракционирования
и замкнутого трансмутационного цикла должен быть реализован принцип радиа­
ционной эквивалентности, согласно которому содержание долгоживущих радио­
нуклидов в РАО должно быть равно их содержанию в сырьевых материалах.
Согласно Концепции техническая политика России в области обращения с РАО
на период до 2005 г. предусматривает продолжение работ по переводу в безопасное
состояние (кондиционирование) накопленных и вновь образующихся РАО и обеспе­
чение возможностей их окончательного захоронения с учетом норм и правил безо­
пасности на основе международных принципов. Таким образом, оптимальным
решением на ближайшую перспективу является совершенствование технологий
переработки и кондиционирования РАО с последующим их контролируемым хра­
нением в течение не менее 50 лет.
12

Концепция предусматривает продолжение работ по получению приемлемых
технических решений внедрения в технологию обращения с РАО замкнутого
трансмутационного ядерного топливного цикла и возможность приповерхност­
ного захоронения кондиционированных РАО низкого и среднего уровней актив­
ности в инженерных сооружениях, планируемый срок службы которых превы­
шает время потенциальной опасности захороненных РАО. Для сокращения числа
мест захоронений РАО признано целесообразным создание региональных, межре­
гиональных и единых хранилищ. В срок до 2015 г. Концепция предусматривает
проведение исследований долговременной безопасности захоронений.
В практике стран мирового сообщества в качестве основного метода захороне­
ния долгоживущих высокоактивных отходов (ДВАО) и отработавшего ядерного
топлива рассматривается помещение их в шахты, штреки или могильники, разме­
щенные преимущественно в скальных массивах на глубине 600—1000 м. Разра­
ботки по обоснованию безопасности подобных могильников начались в 60-е годы
XX в. В США на начальной стадии разработок сроком стабильно безопасного
захоронения считались 10 000 лет (для ОЯТ и высокоактивных отходов срок не
обосновывали). В настоящее время срок увеличен до 100 000 лет. В Германии в
качестве нормативного срока захоронения принят 1 000 000 лет.
Расчетные обоснования свидетельствовали о длительной стабильности захоро­
нений при их ограниченном масштабе. Для случаев масштабных захоронений
существовали определенные сложности обоснования безопасности в связи с уве­
личением потенциального риска и трудностями с выбором мест захоронений.
Однако очевидно, что без организации масштабных захоронений РАО развитие
ядерной энергетики невозможно. Исходя из этого в России был разработан и обос­
нован подход к обращению с ОЯТ и ДВАО на основе принципа радиационной
эквивалентности (естественной безопасности обращения с РАО): возвращать в
землю с отходами такое количество радиоактивности, которое по воздействию на
биосистему не более того, что взято из земли с урановой рудой. Утверждается,
что «необходима минимизация захораниваемой вредности в отходах, применение
аналогичных природным химического и геологического состава вмещающих мат­
риц и температурных условий, использование природоподобных инженерных
барьеров, что позволило бы детерменистически исключить попадание значитель­
ных количеств радиоактивности из захороненных отходов в среду биологической
жизни».
Принципиальная схема этапов обращения с РАО представлена на рис. 1.1.
Основные положения Концепции по обращению с РАО, образующимися в про­
цессе эксплуатации и при выводе установок из эксплуатации, в целом идентичны
и основаны на том, что отходы должны перерабатываться, упаковываться, хра­
ниться, транспортироваться и захораниваться таким образом, чтобы на протяже­
нии всего срока сохранения потенциальной опасности их негативное воздействие
на человека и окружающую среду не превышало пределов, установленных наци­
ональными нормативными документами.
Согласно положениям Концепции [3] практическая реализация целей, принци­
пов и задач обращения с РАО осуществляется в рамках системы управления обра­
щения с РАО, общими задачами которой являются проведение единой государ­
ственной научно-технической, инвестиционной и организационно-структурной
политики при обращении с РАО, приоритетное использование передовых техно13

Жидкие
радиоактивные
отходы

Твердые
радиоактивные
отходы

Сбор, классификация, сортировка
(по виду, уровню активности, категории)

Временное хранение в емкостях, бункерах

Кондиционирование:
концентрирование,
отверждение,
сжигание,
прессование,
дезактивация,
упаковка или контейнеризация

Временное хранение в наземных или
приповерхностных сооружениях

Транспортировка
Формирование транспортных контейнеров
Перевозка
Разгрузка транспортных контейнеров

Захоронение в геологических формациях или
приповерхностных сооружениях
Рис. 1.1. Принципиальная схема обращения с РАО АЭС

логий, конструкций и объектов по обращению с РАО, внедрение единой системы
государственного контроля и учета РАО, оптимальный выбор площадок захороне­
ния РАО, обеспечение приоритетности программ подготовки профессиональных
кадров в области обращения с РАО.

^^^И^И

ГЛАВА 2

1^^И^^И

ОТРАБОТАВШЕЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
И РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ АЭС

На десяти АЭС России по положению на 2005 г. введены в эксплуатацию
34 энергоблока общей проектной установленной мощностью 23 123 МВт, в том числе
16 энергоблоков с водо-водяными корпусными реакторами (восемь энергоблоков с
ВВЭР-1000, NyCT = 8000 МВт; шесть энергоблоков с ВВЭР-440, NyCT = 2640 МВт;
один энергоблок с В-1, N =210 МВт; один энергоблок с В-3, N =365 МВт),
17 энергоблоков с уран-графитовыми канальными реакторами (11 энергоблоков с
РБМК-1000, JVyCT = И 000 МВт; четыре энергоблока с ЭГП-6, NyCT = 48 МВт; два
энергоблока с реакторами АМБ, N = 100 и 160 МВт), один энергоблок с реак­
тором на быстрых нейтронах БН-600, N = 600 МВт (табл. 2.1).
Действующие энергоблоки в основном введены в эксплуатацию в период с
1971 по 1990 г. В 1993 и 2000 гг. введены в эксплуатацию соответственно четвер­
тый энергоблок Балаковской АЭС и первый энергоблок Волгодонской АЭС.
Четыре энергоблока (из 34) общей установленной мощностью 835 МВт оконча­
тельно остановлены.
Эксплуатация ядерного энергоблока сопровождается накоплением отработав­
шего ядерного топлива и наработкой жидких, твердых и газообразных радиоак­
тивных отходов. Значительные объемы РАО нарабатываются и в процессе вывода
ядерного энергоблока из эксплуатации. При этом, как и при штатной работе энер­
гоблока, основополагающим условием проведения работ является последователь­
ная реализация концепции гарантированной безопасности населения, персонала и
окружающей среды. Гарантия безопасности может быть обеспечена надежной
локализацией отработавшего ядерного топлива и наработанных радиоактивных
отходов, их должной обработкой, а затем хранением и окончательным захороне­
нием продуктов обработки.
Отработавшее ядерное топливо. На атомных электростанциях основное
количество наиболее радиологически значимых нуклидов (более 99,5 %) нахо­
дится в ядерном топливе тепловыделяющих сборок (ТВС), поэтому отработавшие
штатный ресурс ТВС обладают значительной активностью.
Образование высокотоксичных радионуклидов, в том числе долгоживущих альфа129

активных искусственных трансурановых элементов (технеция Тс, йода-129 I,
плутония Ри, нептуния Np, америция Am, кюрия Cm и др.), обусловливает боль­
шую потенциальную опасность отработавшего топлива АЭС, которая может
сохраняться на протяжении тысяч лет. Часть этих радионуклидов (уран, плутоний,
а в будущем, возможно, и другие делящиеся изотопы трансурановых элементов)
после радиохимической переработки может быть вновь использована в топливном
15

Таблица 2.1. Характеристики энергоблоков АЭС России
АЭС
Белоярская

Билибинская

Балаковская

Номер
блока

Тип реактора

Мощность
(брутто),
МВт (эл.)

Год ввода
в эксплуатацию

Проектный срок
окончания
эксплуатации

1

АМБ

100

1963

1980**

2

»

160

1967

1989**

3

БН-600

600

1980

2010

1*

ЭГП-6

12

1974

2004

2*

»

12

1974

2004

3*

»

12

1975

2005

4*

»

12

1976

2006

1

ВВЭР-1000

1000

1985

2015

2

»

1000

1987

2017

3

»

1000

1988

2018

4

»

1000

1993

2023

Калининская

1

ВВЭР-1000

1000

1984

2014

2

»

1000

1986

2016

Кольская

1*

ВВЭР-440

440

1973

2003

2*

»

440

1974

2004

3

»

440

1981

2011

Курская

Ленинградская

Нововоронежская

Смоленская

4

»

440

1984

2014

1*

РБМК-1000

1000

1976

2006

2*

»

1000

1978

2008

3

»

1000

1983

2013

4

»

1000

1985

2015

1*

РБМК-1000

1000

1973

2003

2*

»

1000

1975

2005

3

»

1000

1979

2009

4

»

1000

1981

2011

1

В-1

210

1964

1984**

2

в-з

365

1969

1990**

3*

ВВЭР-440

440

1971

2001

4*

»

440

1972

2002

5

ВВЭР-1000

1000

1980

2010

1

РБМК-1000

1000

1982

2012

1985

2015

3

»
»

1000
1000

1990

2020

1

ВВЭР-1000

1000

2000

2030

2
Волгодонская

* Действующие энергоблоки АЭС первого поколения.
'* Год останова энергоблоков.

16

цикле в качестве ядерного топлива; часть радионуклидов может быть после экстрак­
ции подвергнута длительному нейтронному облучению в реакторах в целях сни­
жения общей активности и (или) общей радиотоксичности (т.е. подвергнута
трансмутации). Однако в конечном счете при любых технологиях дальнейшего
использования ОЯТ и любой организации топливного цикла останется значитель­
ное количество высокотоксичных долгоживущих радионуклидов, не подлежащих
использованию и являющихся высокоактивными радиоактивными отходами.
Проведенные исследования показали, что по ряду причин в настоящих усло­
виях радиохимическая переработка отработавшего ядерного топлива с относи235

тельно низким содержанием в нем изотопа урана-235 U (например, ОЯТ реак­
торов типов РБМК-1000, АМБ, ЭГП) временно экономически нецелесообразна,
поэтому отработавшие ТВС данных реакторов находятся на хранении или в бас­
сейнах выдержки энергоблоков, или в специальных хранилищах отработавшего
ядерного топлива (ХОЯТ) на промплощадках АЭС.
Особо следует отметить, что при работе реактора под нагрузкой периодически
происходит разгерметизация оболочек части тепловыделяющих элементов (твэлов) и продукты деления могут попадать в теплоноситель, заметно увеличивая
уровень его активности. Кроме того, так как ряд ТВС с отработавшим ядерным
топливом в той или иной мере являются дефектными, то эти ТВС в ходе пере­
грузки реактора помещаются в бассейн выдержки, что приводит к росту актив­
ности воды бассейна выдержки (БВ).
Химический состав отработавшего ядерного топлива для энергоблоков различ­
ных типов практически одинаков — диоксид урана в смеси с материалом оболочек
тепловыделяющих элементов и конструкционными материалами тепловыделяю­
щей сборки (как правило, это сплав циркония с ниобием и легированная сталь).
В качестве примера в табл. 2.2 приведены данные по удельным (в расчете на 1 т)
основным радиационным характеристикам облученного ядерного топлива (про­
дуктов деления и актиноидов) реактора ВВЭР-1000 для ТВС с начальным обога­
щением топлива 4,4 % в зависимости от времени хранения ТВС [4].
Тепловыделяющие сборки с отработавшим ядерным топливом выгружаются
из активной зоны реактора и помещаются в бассейн выдержки, а затем перегру­
жаются в хранилище отработавшего ядерного топлива, в котором они должны
храниться вплоть до транспортировки на перерабатывающий комбинат.
Жидкие радиоактивные отходы (ЖРО). Жидкие РАО на АЭС образуются
при штатной работе энергоблоков за счет протечек теплоносителя, при работе
установок поддержания водно-химического режима контуров и установок спецво­
доочисток, а также при процессах дезактивации оборудования, помещений и спец­
одежды, в саншлюзах и в радиохимических лабораториях.
Для переработки ЖРО предусмотрены специальные водоочистки (СВО), в
которых ЖРО очищаются до уровня, позволяющего использовать полученный в
результате очистки дистиллят для производственных нужд. Кроме дистиллята в
результате переработки ЖРО образуются кубовый остаток высокой активности и
радиоактивные газы. Работа установок по переработке жидких радиоактивных
отходов приводит и к накоплению вторичных ЖРО: отработавших сорбентов,
пульп, а также регенерационных и промывочных растворов, которые также тре­
буют переработки.
17

Таблица 2.2. Интегральные удельные радиационные характеристики* облученного топлива
реактора ВВЭР-1000
Выдержка

Активность,
1010Бк

Керма-эквивалент* *,
нГр • м /с

Теплота, кВт
полная

бета-распада

гамма-излучения

0

7,64-10

1 мин

5,23-108

1,55 -10 1 1

1,35-10 3

6,10-102

7,30-102

1ч

2,83-108

6,56 -10 1 0

5,08-102

2,05-102

2,98-102

1 сут

1,56-10 8

2,58-1010

1,92-Ю 2

7,60-10

1,13-10 2

1 мес

5,40-107

6,85-109

5,90-10

2,82-10

3,01-10

0,5 года

1,77-10 7

1,57-109

1,98-10

1,28-10

6,82

1 год

9,99-106

6,85-108

1,12-10

8,11

2,97

3 года

3,46-106

2,91 • 10 8

3,53

2,22

1,26

10 лет

1,34-10 6

9,03-107

1,03

6,03-10" 1

3,87-10" 1

30 лет

7,61 • 10 5

4,33-107

5,62-10" 1

3,54-10" 1

1,85-10" 1

8

2,67-10

11

2,59-103

1,28-10

3

1,29-!03

* Удельные характеристики относятся к топливу, длительность облучения которого в реакторе составила
870 сут при работе на удельной мощности 43,6 МВт/т и энерговыработке 37,9 ГВт • сут/т.
** Керма — отношение суммы начальных кинетических энергий d£K всех заряженных частиц, образован­
ных косвенно ионизирующим излучением в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме. Кермаэквивалент — мощность воздушной кермы фотонного излучения с энергией фотонов большей заданного
порогового значения Е точечного изотропно-излучающего источника, находящегося в вакууме на расстоянии
от источника, умноженная на квадрат этого расстояния [8].

Основными источниками образования ЖРО являются следы продуктов деле­
ния, активированные продукты коррозии и активированные примеси, находящи­
еся в теплоносителе первого контура.
Ограничение распространения радиоактивных продуктов и выхода их в окру­
жающую среду обеспечивается за счет последовательной реализации принципа
эшелонированной защиты, основанной на применении системы барьеров.
Источниками загрязнения теплоносителя первого контура продуктами деления
при работе ядерного энергоблока являются: дефекты твэлов с газовой неплотно­
стью (или более значимыми повреждениями), поверхностное загрязнение оболо­
чек твэлов продуктами деления и загрязнение конструкционных материалов.
Поддержание проектного значения удельной активности теплоносителя пер­
вого контура на достаточно низком уровне при работе энергоблока обеспечива­
ется постоянной очисткой этого теплоносителя с помощью высокотемпературных
и ионообменных фильтров и периодической его дегазацией.
В зависимости от физико-химического состава ЖРО подразделяются:
на гомогенные (водные или органические растворы);
на гетерогенные (пульпы, эмульсии, суспензии);
на высокосолевые и малосолевые.
Жидкие отходы, образующиеся на АЭС, считаются радиоактивными, если
содержание радионуклида в них превышает допустимую концентрацию (ДКБ)
18

Таблица 2.3. Классификация жидких РАО по уровню активности
Жидкие РАО

Удельная активность, 10 Бк/л (Ки/л)

Низкоактивные

Менее 3,7 (менее 10~5)

Среднеактивные

3,7-3,7-10 5 (10" 5 -1)

Высокоактивные

Более 3,7-10 5 (более 1,0)

Примечание. 1 Бк= 1 расп/с; 1 Ки = 3,7 • 10 расп/с.

для питьевой воды, а в случае наличия смеси радионуклидов, если сумма отноше­
ний их концентраций к соответствующей ДКБ превышает единицу. По значению
объемной активности жидкие радиоактивные отходы подразделяются на три
категории: высокоактивные, среднеактивные и низкоактивные (табл. 2.3).
Как следует из данных табл. 2.3, приведенная классификация ЖРО не учиты­
вает, как это принято в международной практике, период полураспада содержа­
щихся в ЖРО радионуклидов, их радионуклидный и физико-химический составы.
Жидкие радиоактивные отходы хранятся на промплощадке АЭС, в хранилище
жидких радиоактивных отходов (ХЖО) и представляют собой высокоминерализо­
ванные растворы с солесодержанием 200—300 г/л, а также отработанные ионооб­
менные материалы и сорбенты. Их жидкая фаза независимо от типа реактора
имеет щелочную реакцию и высокую окисляемость. Химический состав жидких
отходов всех АЭС представлен в основном различными солями натрия. Содержа­
ние нитратов составляет 30—40 г/л для энергоблоков с реактором ВВЭР и 80—
100 г/л для энергоблоков с РБМК.
В процессе эксплуатации АЭС с ВВЭР-1000 имеют место потери борной кис­
лоты, составляющие 20—30 т/год на один энергоблок. Это приводит к тому, что
содержание солей борной кислоты в ЖРО АЭС с ВВЭР-1000 может составлять до
50 % общего солесодержания.
В состав ЖРО входят оксалаты натрия, органические вещества, комплексоны, а
в отходах АЭС с ВВЭР-1000, кроме того, содержатся бораты натрия.
Активность ЖРО АЭС с энергоблоками ВВЭР и РБМК в основном обуслов1 ОЛ

1 О *7

ОГ\

лена наличием Cs и Cs (70—90 %). Содержание других радионуклидов ( Sr,
60
Со, 58Со, 54Mn, 51Cr, 59Fe, 110wAg, 124Sb) меньше на два—четыре порядка. Актив­
ность ЖРО, обусловленная наличием трития, составляет единицы процентов от
90

общей активности, а обусловленная Sr не превышает 0,1 %.
В табл. 2.4 приведены данные [5] по среднегодовому накоплению ЖРО для
АЭС с реакторами типов ВВЭР и РБМК. Там же для сравнения представлены данные
[6, 7] — средние количества ЖРО, образующихся за год в ходе эксплуатации энер­
гоблоков с реакторами BWR и PWR электрической мощностью 1300 МВт.
В среднем на одном энергоблоке с реактором ВВЭР-1000 образуется в год 20—
30 тыс. м радиоактивных вод, требующих переработки. В них может содержаться
до 90 т солей. На один блок с реактором РБМК-1000 приходится до 100 тыс. м
радиоактивных вод, в которых содержится до 250 т солей [5, 6]. Общее количе­
ство первичных радиоактивных вод для энергоблока с реактором BWR электрической мощностью 1300 МВт составляет ориентировочно 40—60 тыс. м /год,
19

Т а б л и ц а 2.4. Среднегодовое накопление ЖРО для энергоблоков с различными типами реакторов
Параметр

ВВЭР-440

ВВЭР-1000

РБМК-1000

Количество кубового остатка, поступающего в ХЖО,
м3/год

120—170

220—300

1000—1200

Среднее солесодержание кубового остатка, г/л

300—400

300—400

200—250

Общее количество образующихся солей, т/год
Удельная активность кубового остатка, 10 -5 Ки/л

50
5,0

90
5,0

250
5,0

Количество низкоактивных сорбентов, м /год

8,0

16,0

62,0

Удельная активность, 10~3 Ки/кг

3,0

3,0

3,0

Количесдтво высокоактивных сорбентов, м /год

3,0

5,3

22,0

5,0

5,0

5,0

—

—

9,0

—

—

2,0

2

Удельная активность высокоактивных сорбентов, 10 Ки/кг
Количество перлита, м /год
2

Удельная активность перлита, 10 Ки/кг
Количество ЖРО западно-европейских энергоблоков,
м /год
Удельная активность ЖРО западно-европейских
энергоблоков, Ки/год

Энергоблок с BWR
1300 МВт (эл)

Энергоблок с PWR
1300 МВт (эл)

300

80
840

1400

а для энергоблока с реактором PWR той же мощности — 10—20 тыс. м /год [6, 7].
Использование современных технологий по переработке и иммобилизации радио­
активных отходов позволяет снизить образующееся количество отходов до 300 и
80 м3/год на АЭС с BWR и PWR соответственно [6]. Практически все зарубежные
АЭС с реакторами типов BWR и PWR оснащены системами кондиционирования и
иммобилизации отходов с последующей упаковкой их в стандартные контейнеры.
Жидкие радиоактивные отходы ядерного энергоблока проходят предваритель­
ную очистку и обработку, затем перерабатываются на установках глубокого выпа­
ривания, после чего отверждаются — включаются в состав связывающих компо­
нентов: битума, цементного раствора, стекла или керамики.
Твердые радиоактивные отходы (ТРО). Твердые РАО образуются при работе
энергетических установок ядерного энергоблока, в радиохимических лаборато­
риях, при технологических процессах переработки и очистки жидких и газообраз­
ных отходов (фильтры, сорбенты, ионообменные смолы, продукты отверждения
ЖРО и др.), а также при ремонтах энергоблоков и выводе их из эксплуатации
(технологическое оборудование и элементы биологической защиты, датчики кон­
трольно-измерительных приборов (КИП), трубопроводы, инструмент, строитель­
ные конструкции, спецодежда и др.).
При нормальном режиме работы энергоблока активность ТРО обусловлена
наличием тех же радионуклидов, что и активность жидких отходов. Твердые
отходы считаются радиоактивными, если они соответствуют одному из следую­
щих критериев:
20

Таблица 2.5. Классификация твердых радиоактивных отходов АЭС
Группа отходов
Параметр
Мощность дозы гамма-излучения,
мЗв/ч (мБэр/ч)

I (низкая активность)

II (средняя
активность)

III (высокая
активность)

1 • 10"4—0,3
(0,1—30)

0,3—10
(30—1000)

Более 10 (более
1000)

7,4-104—3,7-106
(2—100)

3,7-106—3,7-109

Более 3 , 7 - 1 0 9

(100—10 )

(более 10 5 )

7,4-103—3,7-105
(0,2—10)

3,7-105—3,7-108

Более 3 , 7 - 1 0 8

(10—10 )

(более 10 4 )

5-Ю2—1-Ю4

1 • 10 4 —1 • 10 7

Более 1 • 10

50—1 • 103

1 • 10 3 —1 • 10 6

Более 1 - Ю 6

Объемная активность, Бк/кг (мкКи/кг):
для бета-излучателей

для альфа-излучателей

5

4

Поверхностное загрязнение,
част/(см • мин):
для бета-излучателей
для альфа-излучателей

мощность дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от их поверхности пре­
вышает 1 мкЗв/ч (100 мкбэр/ч);
удельная активность для бета-излучателей превышает 7,4 е 10 Бк/кг (2 мкКи/кг),
а для альфа-излучателей — 7,4 • 10 Бк/кг (0,2 мкКи/кг);
фиксированное поверхностное загрязнение бета-излучателями превышает
2

2

500 част/(см • мин), а альфа-излучателями — 5 част/(см • мин).
Предельная активность растворимых радиоактивных солей (хлоридов, нитра­
тов, боратов и др.) должна быть уменьшена в 10 раз.
По уровню активности ТРО делятся на три группы (табл. 2.5) в зависимости от
мощности дозы гамма-излучения на их поверхности, удельной альфа- или бетаактивности или поверхностного загрязнения альфа: или бета-излучателями.
По способу обработки ТРО подразделяются на категории:
сжигаемые (древесные отходы, ветошь, бумага);
прессуемые (металлические отходы, пластикаты);
дезактивируемые или переплавляемые с предварительной дезактивацией
(металлические отходы);
упаковываемые без обработки (отходы группы III и некоторые отходы группы II).
Твердые радиоактивные отходы, образующиеся на АЭС с реакторами типов
ВВЭР, РБМК и БН, в основном однотипны и представляют собой отработавшие
оборудование и материалы. Как правило, по объему преобладают отходы низкой
удельной активности (70—80 % объема), причем 40—60 % из них составляют
органические отходы.
Низкоактивные ТРО (группа I) содержат такие материалы, как деревянные
строительные конструкции, бумага, спецодежда, пластикаты, теплоизоляция,
металлическая стружка, демонтированное оборудование, металлоконструкции и пр.
21

При этом металлические отходы составляют 8—15 % полного объема отходов
данной группы.
К среднеактивным ТРО (группа II) могут относиться использованное оборудо­
вание для контроля нейтронного излучения, ионизационные камеры, отработав­
шие фильтры спецвентиляции, демонтированное оборудование, продукты отверж­
дения ЖРО, спецодежда и др.
Высокоактивные ТРО (группа III) — это демонтированные элементы оборудова­
ния первого контура, оборудование для контроля нейтронного излучения, битумные
или цементные компаунды (результат отверждения концентратов ЖРО), отработав­
шие ионообменные смолы, зольные остатки установок сжигания ТРО и пр.
Среднегодовое накопление твердых радиоактивных отходов для энергоблоков
с различными типами реакторов [5—7] представлено ниже:
Тип реактора
Скорость накопления
ТРО,м 3 /год

ВВЭР-440

ВВЭР-1000

РБМК-1000

БН-600

BWR
(1300 МВт)

PWR
(1300 МВт)

200

300

500

400

240

300

Все ТРО на АЭС складируются в специальных помещениях, в которых прово­
дится их сортировка по группам (уровням активности) и категориям. Хранение
ТРО осуществляется в специальных хранилищах твердых радиоактивных отходов
(ХТРО).
Существующая практика обращения с РАО на АЭС РФ состоит в том, что твер­
дые РАО, а также продукты отверждения ЖРО должны храниться на промплощадке АЭС в течение всего срока эксплуатации станции, времени продленного
срока службы энергоблоков и времени, необходимого для вывода их из эксплуата­
ции, т.е. в течение 60—100 лет. Такое хранение РАО рассматривается как времен­
ное, предшествующее окончательному их захоронению. Количественные данные
по жидким и твердым радиоактивным отходам АЭС России представлены в
табл. 2.6.
На рис. 2.1 представлена диаграмма, иллюстрирующая степень заполнения
хранилищ твердых радиоактивных отходов на АЭС России. Из диаграммы видно,
что на большинстве АЭС хранилища ТРО заполнены на 60—85 %, что свидетель­
ствует о необходимости неотложной переработки накопленных ТРО с последую­
щим захоронением продуктов переработки.
Газообразные радиоактивные отходы. В воздух необслуживаемых помеще­
ний зоны строгого режима энергоблока возможно выделение радиоактивных
инертных газов и аэрозолей. Это выделение имеет место: в процессе работы реак­
торной установки при наличии неорганизованных протечек теплоносителя пер­
вого контура, активных сред системы обработки борсодержащих вод; при перера­
ботке и хранении трапных вод; при утечке из системы временного хранения
сорбентов и других систем. Кроме того, потенциальными источниками радионук­
лидов в воздухе помещений контролируемой зоны являются: газы и аэрозоли,
образующиеся при ремонтных работах и при выводе энергоблока из эксплуата­
ции; водяные пары, выходящие в центральный зал при вскрытии реактора; водя­
ные пары из бассейна выдержки в периоды перегрузки топлива и хранения отра­
ботавшего топлива.
22

96,6
100

&

83,4 |

80,2

80

62,8

69,9

65,5
57,8

60

45,2

45,4
40

20

4,7

1

3

и

3

8
S

о

ю

из

§
из

§

5

3

3

5

I

о

о

и

5

5

5

I

!
0Q

2

и

о

РИС. 2.1. Степень заполнения хранилищ ТРО АЭС (по состоянию на 01.06.2002 г.)

Количество активных составляющих, выделяющихся в воздух помещений,
согласно оценкам достигает: радиоактивных благородных газов (РБГ) — 100 %;
аэрозолей — 1 %; трития — 40 %.
Прогнозируемые радиоактивные протечки для основного оборудования (для
энергоблока с реактором ВВЭР-1000) оцениваются в 0,2 т/ч.

Таблица 2.6. Количество РАО, накопленных на АЭС России (по состоянию на 01.06.2002 г.)
Количество ЖРО, м

Количество ТРО, м3

Балаковская

1839,0

11781,4

Белоярская

4943,0

14 515,5

Билибинская

694,4

2871,1

Калининская

1855,1

7164,5

Кольская

7121,0

7387,8

Курская

38 429,0

30 500,5

Ленинградская

12 197,0

26 796,4

Нововоронежская

7350,1

33 297,8

Смоленская

15 576,0

12 629,0

84,2

25,2

90 088,7

146 969,2

АЭС

Волгодонская
Итого

23

Максимальная расчетная активность среды гермообъема при работе энерго­
блока под нагрузкой близка к допустимым концентрациям по отдельным радио­
нуклидам, а в сумме ориентировочно составляет: по инертным радиоактивным
газам — до 7000 Бк/л; по йоду — до 6500 Бк/л; по аэрозолям — до 12 Бк/л.
Максимальная расчетная активность воздуха в основных необслуживаемых
помещениях вне гермообъема поддерживается ниже допустимых концентраций по
отдельным радионуклидам, а в сумме составляет: по инертным радиоактивным
газам — до 0,015 Бк/л; по йоду — до 0,06 Бк/л; по аэрозолям — до 0,3 Бк/л.
Поступления радиоактивных продуктов в атмосферу помещений зоны свобод­
ного режима (и далее — в окружающую среду) с вентиляционным выбросом не
происходит ввиду отсутствия в них радиоактивных источников. Исключение
составляет оборудование второго контура, расположенное в турбинном зале,
однако содержание радиоактивных веществ в воздухе при этом составляет не
более 0,01 % допустимой концентрации для воздуха свободной зоны.
Количество радиоактивных веществ, выбрасываемых в атмосферу из вентиля­
ционной трубы реакторного отделения при номинальном режиме работы энерго­
блока, определяется наличием неорганизованных протечек теплоносителя первого
контура в помещениях реакторного отделения и сдувок (отводов газа) из техноло­
гического оборудования. Основной выброс радиоактивных веществ из вентиляци­
онной трубы реакторного отделения осуществляется системами спецвентиляции и
очистки газовых сдувок. Очистка радиоактивного выброса фильтрами спецвенти­
ляции снижает его активность на два порядка (ориентировочно до 10" Ки/л).
Радиоактивные благородные газы перед выбросом в вентиляционную трубу про­
ходят очистку на фильтрах и выдерживаются в специальных емкостях (криптон в
течение не менее 51ч, ксенон в течение не менее 773 ч).

ОБРАЩЕНИЕ С ОТРАБОТАВШИМ
ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ АЭС

Отработавшее ядерное топливо — это тепловыделяющие элементы или их
сборки либо активные зоны в сборе, извлеченные из реактора после выработки
ими штатного ресурса.
Для условий России в принципе могут быть приемлемы два варианта ядерного
топливного цикла (ЯТЦ), согласно которым ОЯТ или перерабатывается — замкну­
тый ЯТЦ, или захоранивается в геологических формациях — открытый топлив­
ный цикл (особо подчеркнем, что топливный цикл, в основе которого лежит
работа реакторов—размножителей или квазиразмножителей, может быть только
замкнутым). Следует отметить, что существуют также проекты трансмутации
ОЯТ путем облучения его в специальных реакторах в целях перевода долгоживущих высокоактивных радионуклидов в короткоживущие. Кроме того, есть предло­
жения по удалению высокоактивных радионуклидов в космическое пространство.
Выполняются исследовательские работы по моделированию самозахоронения
высокоактивных радионуклидов в глубинных геологических формациях в резуль­
тате проплавления горных пород за счет тепловыделения самих радионуклидов
[13]. Однако результаты этих работ далеки от тех, которые могли бы быть исполь­
зованы в промышленных масштабах, учитывая, что наработка ОЯТ даже одним
энергоблоком составляет тонны в год.
Природный уран наиболее эффективно используется в замкнутом топливном
цикле, т.е. при переработке выгружаемого из реактора отработавшего ядерного
топлива и повторном использовании полученных из ОЯТ делящихся материалов.
К реализации варианта открытого топливного цикла, т.е. окончательного захо­
ронения ОЯТ в геологических формациях, склоняется ряд стран (в том числе
США), хотя этот способ менее безопасен, даже по сравнению с захоронением кон­
диционированных и отвержденных РАО. Большинство же стран намерено осу­
ществлять или длительное хранение ОЯТ (с последующей его переработкой), или
его промежуточное захоронение с возможностью последующего извлечения и
переработки, так как ОЯТ обладает высокой потенциальной ценностью.
Реализации любого из циклов (кроме удаления ОЯТ в космическое простран­
ство и самозахоронения ОЯТ), исходя из экономических условий, будет сопут­
ствовать длительное временное хранение значительных объемов ОЯТ в течение
30—50 лет (кроме ОЯТ реакторов на быстрых нейтронах, срок хранения которого
должен составлять ориентировочно 1 год).
Регламент обращения с отработавшими ТВС (ОТВС) предусматривает, что
после выгрузки из активной зоны реактора их помещают в бассейн выдержки на срок
25

не менее 1 года. В дальнейшем ОТВС должны быть транспортированы в хранилище
отработавшего ядерного топлива данной АЭС и далее (по истечении 3—9 лет)
на перерабатывающий завод. Однако в связи с ограниченностью мощностей по
переработке отработавшего ядерного топлива в настоящее время в условиях Рос­
сии предполагается долговременное контролируемое хранение ОЯТ реакторов
типов РБМК-1000, ЭГП и АМБ на промплощадках АЭС. С этой целью на промплощадках АЭС с реакторами РБМК были сооружены общестанционные храни­
лища для отработавшего ядерного топлива, выполненные в виде отдельно стоя­
щих зданий. В ХОЯТ АЭС с реакторами РБМК (Ленинградская, Курская,
Смоленская АЭС) в настоящее время хранится свыше 9500 т ОЯТ активностью
более 4,0 ГКи.
Одновременно из-за ограниченности мощностей по переработке отработав­
шего топлива на промплощадках АЭС с реакторами ВВЭР-1000 и ВВЭР-440,
(Балаковской, Калининской, пятом блоке Нововоронежской) и промплощадках
Белоярской и Билибинской АЭС находится на временном хранении около 2000 т
отработавшего ядерного топлива активностью около 1,200 ГКи.
В настоящее время ОЯТ энергоблоков с реакторами ВВЭР-440 перерабатывают
на заводе РТ-1, где выделено около 30 т энергетического плутония. Предположи­
тельно эта переработка будет продолжаться до вывода из эксплуатации всех
ВВЭР-440. Облученное топливо ВВЭР-1000 отправляется на «мокрое» хранение в
централизованное хранилище на заводе РТ-2. Облученное топливо РБМК-1000
накапливается в «мокрых» пристанционных промежуточных хранилищах, кото­
рые будут заполнены предположительно к 2008 г.
Ориентировочный сценарий развития работ по обращению с ОЯТ тепловых
реакторов предусматривает, что начиная с 2005 г. ОЯТ РБМК-1000 и ВВЭР-1000
будет помещаться во вновь построенные сухие централизованные хранилища
на заводе РТ-2 на срок до 40 лет. На радиохимических производствах начиная
с 2040 г. начнется переработка ОЯТ тепловых реакторов в целях выделения урана
и плутония для начальных загрузок реакторов на быстрых нейтронах нового
поколения. После 2040 г. будет продолжаться переработка ОЯТ ВВЭР-1000 и
РБМК-1000. Дефектные ТВС предлагается перерабатывать на РТ-1 без долговре­
менной выдержки [50].
Особым случаем является обращение с ОЯТ при выводе ядерного энергоблока
из эксплуатации. В активной зоне окончательно остановленного реактора могут
находиться неполностью выгоревшие ТВС. В данном случае предусмотрена воз­
можность транспортировки этих ТВС на «дожигание» в реакторы однотипных
энергоблоков, остающихся в работе.
Удаление ОЯТ с энергоблока осуществляется на основе действующих транспортно-технологических операций по выгрузке ОЯТ из активной зоны реактора,
временному хранению его в бассейне выдержки, последующей выгрузке из БВ и
транспортировке на хранение в ХОЯТ. Для этих целей существующие системы хра­
нения и транспортировки ОЯТ в зданиях реактора и ХОЯТ используются в рамках
штатных режимов работы, предусмотренных проектом, без каких-либо изменений.
Ядерная безопасность всех транспортно-технологических операций, необходи­
мых при обращении с ОЯТ, должна обеспечиваться комплексом технических мер,
предусмотренных в существующих системах хранения и транспортировки ОЯТ в
26

помещениях блока и станционном ХОЯТ, эксплуатация которых согласована с
Госатомнадзором России. Основными техническими мерами, обеспечивающими
ядерную безопасность при обращении с ОЯТ, являются:
размещение отработавших топливных сборок в бассейнах выдержки, заполнен­
ных водой, с шагом, обеспечивающим ядерную безопасность как при нормальных
условиях, так и в случае длительного отказа системы отвода теплоты, выделяемой
ОТВС в воду бассейна, следствием которого может быть вскипание воды;
извлечение из бассейнов выдержки упавших ОТВС;
размещение ОТВС в транспортном контейнере с шагом, обеспечивающим
ядерную безопасность.
Нарушение ядерной безопасности может произойти только в случае запроектных аварий, связанных, например, с падением в бассейн выдержки ОТВС, обору­
дования, строительных конструкций и др. В результате аварийных ситуаций
может произойти изменение расположения ОТВС в бассейне, уплотнение массива
ОТВС [в частности, ОТВС с небольшим (до 8 МВт • сут/кг) выгоранием топлива].
По имеющимся оценкам в случае подобных аварий мощность нейтронной
вспышки не приведет к тяжелым последствиям, а радиоактивное загрязнение
помещений бассейнов выдержки и прилегающей территории (радиусом до 500 м)
будет обусловлено главным образом выходом радионуклидов из механически повреж­
денных ТВС.
В случае окончательного останова энергоблока должен быть решен ряд про­
блем обращения с ОЯТ и другими находящимися в БВ изделиями:
1) детально проработаны процедуры удаления и транспортировки с энерго­
блока дефектных ОТВС, находящихся в БВ;
2) осуществлена оптимизация времени удаления ОТВС с энергоблока в целях
снижения дозовых нагрузок на персонал при их транспортировке;
3) проработано обоснование безопасности повторного использования на других
энергоблоках атомной станции ОТВС с недоиспользованной энерговыработкой;
4) осуществлена разработка специальных технологий извлечения и удаления
высокоактивных изделий, хранящихся в БВ энергоблока;
5) подготовлен и осуществлен до момента окончательного останова энерго­
блока комплекс организационно-технических мероприятий по удалению из БВ
энергоблока накопленного значительного количества технологических каналов
(ТК) и стержней системы управления и защиты (СУЗ) в целях увеличения вмес­
тимости БВ. Этот комплекс мероприятий должен включать в себя: извлечение ТК
и стержней СУЗ из БВ; рубку этих элементов конструкций на фрагменты с помо­
щью гильотинных устройств; прессование полученных фрагментов в целях
уменьшения объема отходов; упаковку спрессованных фрагментов в контейнеры;
хранение контейнеров с отходами фрагментов ТК и стержней СУЗ на промплощадке АЭС (как и контейнеров с ОТВС).
Как отмечается в [2], хранилища отработавшего топлива на отдельных АЭС
близки к заполнению. В качестве иллюстрации в табл. 3.1 приведены данные
Госатомнадзора РФ по ориентировочным количествам отработавшего топлива,
накопленным в хранилищах ОЯТ АЭС России с реакторами типов ВВЭР, АМБ и
БН (по положению на 1998 г.).
27

Таблица 3.1. Количество отработавшего ядерного топлива на АЭС России
с реакторами ВВЭР, БН, АМБ
АЭС
Нововоронежская
Калининская
Кольская
Балаковская
Белоярская
Билибинская
Итого

Количество ОЯТ, т
204
209
137
277
250
104
1181

Активность, ГКи
0,160
0,167
0,110
0,220
0,290
0,218
1,165

* 3.1. Обращение с отработавшим ядерным топливом
в Российской Федерации
3.1.1. Отработавшее ядерное топливо реакторов ВВЭР-440

В России действуют шесть блоков с реакторами ВВЭР-440. В год они нараба­
тывают 87 т ОЯТ (около 700 ОТВС). Для них организован закрытый по урану
ЯТЦ: после временного хранения в приреакторных БВ в течение 3—5 лет ОЯТ
ВВЭР-440 вывозится в транспортных упаковочных комплектах ТУК-6 на перера­
батывающий завод (в соответствии с темпами образования ОЯТ). Количество
ОТВС ВВЭР-440, хранящихся в БВ на блоках, не превышает 20—25 % вмести­
мости БВ. В случае прекращения работы действующего радиохимического произ­
водства и приема ОЯТ хранилища этого топлива на АЭС будут полностью запол­
нены, и через 4—5 лет реакторы ВВЭР-440 придется остановить (или ввести в
строй ХОЯТ на территории АЭС) [3].
Негерметичные ОТВС ВВЭР-440, число которых по положению на 2003 г.
составляло 60, хранятся в отдельных пеналах в БВ на АЭС и до 2007 г. будут
доставлены (в ТУК-6) на завод для переработки.
В европейских странах действуют 24 блока с реакторами ВВЭР-440. Однако
поступление ОЯТ от данных энергоблоков на переработку в Россию ограничено.
Схема обращения с ОЯТ ВВЭР-440 представлена на рис. 3.1 (штриховой
линией показаны стадии, планируемые к реализации).
оят

I

Хранение в БВ на блоках
в течение 3—5 лет

Негерметичные ОТВС

"ill.Упаковка

|
в герметичные |
пеналы

тировка
в контейнерах типа ТУК-6

1

1
Завод по переработке ОЯТ:
• «мокрое» хранение
• переработка
Рис. 3.1. Схема обращения с ОЯТ реакторов ВВЭР-440
28

-*

3.1.2. Отработавшее ядерное топливо реакторов ВВЭР-1000

На восьми энергоблоках России с реакторами ВВЭР-1000 ежегодно образуется
190 т ОЯТ (около 380 ОТВС). За рубежом действуют 13 энергоблоков с ВВЭР-1000.
Ряд энергоблоков находится в стадии проектирования и строительства. Для реак­
торов ВВЭР-1000 ЯТЦ в настоящее время не является замкнутым: ОЯТ после вре­
менного хранения в течение 3—5 лет в БВ вывозится (в контейнерах типа ТУК-10
или ТУК-13В) с АЭС в централизованное хранилище на перерабатывающем пред­
приятии. Хранилище имеет вместимость 6000 т. На АЭС России находится около
1700 ОТВС ВВЭР-1000 общей активностью 0,6 ГКи, БВ заполнены примерно на
40 % вместимости. Негерметичные ОТВС ВВЭР-1000 в количестве 50 шт. хранятся
в отдельных пеналах в БВ. До 2007 г. они будут транспортированы (в ТУК-10 или
ТУК-13В) на завод для переработки. Планируется переход от «мокрого» хранения
ОЯТ к «сухому». Схема обращения с ОЯТ ВВЭР-1000 представлена на рис. 3.2
(штриховой линией показаны стадии, планируемые к реализации).

оят
Хранение в приреакторных БВ
(3—5 лет)

Транспортировка
в контейнерах типа
ТУК-10илиТУК-13В

Перерабатывающий
завод

Негерметичные ОТВС

;_-_-_-_1___ п

I
Упаковка
j
I в герметичные |
I
пеналы
•
*1

Централизованное хранилище
горно-химического комбината:
j _ эфанение
I • переработка
"I

Рис. 3.2. Схема обращения с ОЯТ реакторов ВВЭР-1000

3.1.3. Отработавшее ядерное топливо реакторов РБМК-1000

Ежегодно на И российских реакторах РБМК-1000 образуется более 450 т
ОЯТ. Для реакторов РБМК принят отложенный ЯТЦ: ОЯТ хранится в водной
среде в приреакторных БВ и отдельно стоящих ХОЯТ; переработка ОЯТ не про­
водится. Планируется переход от «мокрого» хранения к «сухому» (продолжи­
тельностью до 40 лет).
Выполняется технико-экономический анализ вариантов обращения с ОЯТ
РБМК — переработка или подземная изоляция. Переработка ОЯТ РБМК отложена.
Вместимость существующих хранилищ обеспечит работу блоков с РБМК при­
мерно до 2007—2010 гг. По положению на 2003 г. на площадках АЭС хранится
более 9500 т ОЯТ РБМК. Число негерметичных сборок составляет около 3000 шт.
Отработавшее ядерное топливо РБМК с АЭС не вывозится. Осуществлять вывоз
можно будет после создания на АЭС узлов резки ОТВС на два пучка твэлов и
необходимой транспортной инфраструктуры. После 2005 г. планируется обеспе­
чить прием топлива в «сухое» хранилище горно-химического комбината. Разраба29

ОЯТ

Хранение
в приреакторных БВ

Негерметичные OTBC
Специальные
пеналы

j

Транспортировка
в вагонах-контейнерах (TK-8)

I

Хранение в ХОЯТ
I Резка OTBC на два пучка'

I Контейнерное I
**] «сухое» хранение [

Г

Транспортировка (TK-11М)

Горно-химический комбинат* I
долговременное «сухое» хранение '
принятие решения по переработке \
или геологической изоляции ОЯТ
Рис. Э.Э. Схема обращения с ОЯТ реакторов РБМК

тывается универсальная технология обращения с герметичными и негерметич­
ными ОТВС РБМК (рис. 3.3).
Основные причины отсрочки переработки ОЯТ РБМК-1000 (как и ВВЭР-1000)
состоят в том, что замыкание топливного цикла тепловых реакторов экономи­
чески невыгодно, так как затраты на смешанное уран-плутониевое топливо при­
мерно в 8 раз выше, чем на стандартные урановые ТВС. В облученном топливе
действующих РБМК-1000 до вывода их из эксплуатации будет накоплено до 70 т
плутония (в ВВЭР-1000 примерно 80 т), использование которого будет необхо­
димо для загрузок реакторов на быстрых нейтронах крупномасштабной ядерной
энергетики будущего. Кроме того, не потребуется специально для РБМК-1000 раз­
вивать технологию окончательного захоронения ОЯТ в геологических формациях.
3.1.4. Отработавшее ядерное топливо реакторов БН-600 Белоярской АЭС

В реакторе БН-600 ежегодно образуется 6,2 т ОЯТ (около 120 ОТВС), которое
после выдержки направляется на переработку (на заводе для ОЯТ данного типа
реализован закрытый по урану ЯТЦ). По положению на 2003 г. в БВ хранилось 66 т
ОЯТ (1230 ОТВС). При этом 200 ОТВС негерметичны; для них разрабатываются
технология и оборудование для упаковки в герметичные пеналы в целях отправки
на переработку.
3.1.5. Отработавшее ядерное топливо реакторов АМБ Белоярской АЭС
и ЭГП-6 Билибинской АЭС

Два реактора АМБ остановлены в 1980 и 1989 г. Отработавшее ядерное топ­
ливо выгружено из них и в настоящее время хранится как в чехлах в сухих пена­
лах (190 т ОЯТ в 5000 ОТВС) на АЭС, так и в хранилище горно-химического ком­
бината (95 т ОЯТ в 2500 ОТВС).
30

В качестве основного варианта принято решение о выгрузке всего ОЯТ реакто­
ров АМБ из БВ и его дальнейшем долговременном «сухом» хранении.
Проектный срок эксплуатации четырех реакторов ЭГП-6 закончился в 2004 г.
Общий объем выгруженного ОЯТ составляет 164 т (4600 ОТВС). Из имеющихся
трех БВ два уже заполнены и переведены на «сухое» хранение топлива. Планиру­
ется вывоз ОЯТ реакторов ЭГП в централизованное хранилище.
На рис. 3.4 и 3.5 представлены обобщенные схемы обращения с ОЯТ энерго­
блоков АЭС Российской Федерации (штриховой линией показаны стадии обраще­
ния с ОЯТ, планируемые к реализации).

Перерабатываемое ОЯТ

ОЯТ БН-600

ОЯТ ВВЭР-440

ОЯТВВЭР-1000

Хранение в
приреакторных
БВ

Хранение в
приреакторных
БВ ( 3 - 5 лет)

Хранение в
приреакторных
БВ ( 3 - 5 лет)

Транспортировка
(ТУК-11)

Транспортировка
(ТУК-6)

Горно-химический
комбинат

Перерабатывающий завод
• «Мокрое» хранение ОЯТ
(210 чехлов с ОТВС
ВВЭР-440)
• Переработка ОТВС
реакторов ВВЭР-440
БН-350, БН-600
• Кондиционирование РАО|

• Централизованное
хранение (6000 т ОЯТ
ВВЭР-1000)
—
л
• Реконструкция «мокрого»!
хранилища (доведение
вместимости до 9000 т
ОЯТ)
• Долговременное цент­
рализованное хранилище I

г
|

Транспортировка
(ТУК-10 или
ТУК-13В)
Г"
I

Реконструкция завода
«Мокрое» хранилище ОЯТ]
для 1600 т топлива
ВВЭР-1000 (PWR.BWR)

• Временное контейнерное j
хранилище
i

;

i

Завод с новой технологией

Переработка ОТВС
ВВЭР-1000 (PWR,BWR) с j
фракционированием
нуклидов

• Переработка ОТВС
ВВЭР-1000, возможно
РМБК, PWR, BWR

1

Кондиционирование РАО {

• Кондиционирование РАО j

1

Установки по изготовле­
нию МОХ-топлива

• Производство
МОХ-топлива

1

Возможность переработки
нештатных ОТВС
I

I

• Возможность переработки |
нештатных ОТВС
I

Рис. 3.4. Схема обращения с перерабатываемым ОЯТ

31

Х р а н я щ е е с я ОЯТ

ОЯТ РБМК-1000

ОЯТАМБ,ЭГП-6

Хранение в
приреакторных
бассейнах
выдержки

Хранение в
приреакторных
бассейнах
выдержки

Транспортировка
(ТК-8)

•
«Сухое» хранение
I ОЯТ АМБ (до 25 лет) j

г

Пристанционные ХОЯТ
(хранение не менее 10 лет)

j

I

Транспортировка

|

I Отделение резки ОТВС
i

!

I

Транспортировка
(ТК-11М)

г
I
I
I
I
I

|—.

Горно-химический
комбинат
1

Долговременное храненеие'
в централизованном храни­
лище камерного типа
|

• Принятие решения о
переработке или геологи­
ческой изоляции ОЯТ
> Разработка технологий
обращения с ОЯТ, в том
числе с негерметичными
и нештатными ОТВС

I

Геологическая
изоляция

Рис. 3.5. Схема обращения с хранящимся ОЯТ (при отложенном решении
о переработке или захоронении)

32

3.2. Особенности временного хранения ОТВС на АЭС
Увеличение количества отработавшего ядерного топлива, хранящегося на промплощадках АЭС России, реализуется за счет перехода к уплотненному хранению
ТВС в бассейнах выдержки, что приводит к уменьшению шага взаимного распо­
ложения отработавших ТВС и позволяет увеличить вместимость бассейна
выдержки на 60—65 %. В каждом конкретном случае это требует специального
обоснования безопасности принятых схем хранения с учетом аварийных ситуаций.
В настоящее время переход к уплотненному хранению ОЯТ характерен для
всех энергоблоков АЭС с реакторами РБМК, а также для ряда энергоблоков с
реакторами ВВЭР.
Уплотненное хранение ОЯТ реакторов РБМК осложняется тем, что переход к
такой схеме осуществлялся, как правило, в беспенальном варианте. Поэтому на
Смоленской и Ленинградской АЭС имеются отдельные отработавшие сборки,
упавшие на дно бассейнов выдержки. Падения ОТВС могут в принципе привести
к возникновению ядерно-опасных ситуаций в хранилищах и нарушению герме­
тичности облицовок БВ.
Дальнейшая эксплуатация энергоблоков с реакторами РБМК реально возможна
при условии перехода к уплотненному хранению ОЯТ в ХОЯТ или организации
контейнерного хранения отработавших ТВС на промплощадках АЭС. Как показал
опыт эксплуатации, переход к уплотненному хранению ОЯТ и создание на пром­
площадках АЭС с реакторами РБМК отдельно стоящих хранилищ временно сни­
мают проблему размещения отработавших ОТВС, т.е. фактически лишь отклады­
вают решение проблемы продолжения эксплуатации АЭС с реакторами РБМК.
Особого внимания заслуживает проблема обращения с дефектными ТВС [11].
Причинами повреждения твэлов могут быть большое число остановов и пусков
реактора или резких нерегламентных изменений его нагрузки. Большое число тер­
моциклов топлива в условиях облучения вызывает накопление необратимых изме­
нений в микроструктуре топливных таблеток, таких как усталость, радиационное
охрупчивание, развитие микротрещин, деформация и распухание.
Возможны и механические повреждения оболочек твэлов при перегрузках. При
наличии микротрещин имеет место газовая неплотность оболочек твэлов с пос­
туплением в теплоноситель радиоактивных благородных газов, летучих и легко­
плавких элементов (Хе, Кг, I, Br, Cs, Rb). Более значимые повреждения оболочек
приводят к непосредственному контакту теплоносителя с топливом, при котором
в теплоноситель попадают тугоплавкие, но подвижные и образующие летучие
соединения элементы: Sr, Ва, Те, Se, Sb, Mo, Np, Cm, Ru. Наличие дефектных
ТВС заметно ограничивает возможности их уплотненного хранения.
Сложное положение с хранением ОЯТ, отправка которого на переработку не
предусмотрена, сложилось на двух окончательно остановленных энергоблоках с
реакторами типа АМБ Белоярской АЭС. Отработавшие ТВС в бассейнах
выдержки хранятся в кассетах, изготовленных из углеродистой стали и предпола­
гающих «сухое» хранение. Часть кассет потеряла свою герметичность, в резуль­
тате чего имеют место прямой контакт топлива с водой и рост активности охлаж­
дающей воды бассейнов выдержки. Ресурс облицовок бассейнов выдержки,
изготовленных из углеродистой стали, не установлен. В случае течи облицовок не
исключена вероятность попадания радионуклидов во внешнюю среду, так как
2 — 820

33

проектом не предусмотрены дополнительные барьеры и локализующие системы
на пути распространения протечек.
Согласно [2] в период до 2005 г. предусматривалось создание усовершенство­
ванных транспортных упаковочных комплектов, транспортных средств и вспомо­
гательных сооружений для безопасной перевозки отработавшего ядерного топ­
лива, установки для кондиционирования всех видов РАО, образующихся при
переработке отработавшего ядерного топлива, технологии и оборудования для
контейнеризации данного топлива.

3.3. Транспортировка отработавшего ядерного топлива
Транспортировка ОЯТ — ответственная операция, так как облученное ядерное
топливо обладает значительным остаточным тепло- и газовыделением, повышен­
ной радиационной опасностью и потенциальной вероятностью образования кри­
тических масс. Безопасность транспортировки ОЯТ обеспечивается за счет кон­
струкции упаковочных комплектов.
Транспортный упаковочный комплект — совокупность компонентов и уст­
ройств, необходимых для безопасной транспортировки ОЯТ [21]. В состав транс­
портного упаковочного комплекта могут входить следующие элементы: чехол для
сборок твэлов или пеналов, обеспечивающий заданное расположение сборок в
комплекте; пеналы для отработавших сборок твэлов; контейнер для размещения
пеналов, чехлов, отработавших сборок или отработавших зон в сборе, обеспечива­
ющий биологическую защиту и предотвращающий попадание радионуклидов во
внешнюю среду как при нормальных условиях, так и при авариях; система охлаж­
дения; теплоизоляция; защитные приспособления от механических повреждений.
Упаковка — это транспортный упаковочный комплект с ОЯТ.
Системы для транспортировки ОЯТ характеризуются критическими парамет­
рами: критической массой, критическим объемом, критическим диаметром, крити­
ческой толщиной слоя или критическим числом упаковок в группе.
Критический параметр — это наименьшее значение параметра конкретной
системы с ОЯТ, при достижении которого есть вероятность возникновения само­
поддерживающейся цепной реакции деления ядер.
Допустимый и безопасный параметр имеет значение, которое в К раз меньше
соответствующего критического параметра системы, т.е. при транспортировке
используются допустимые и безопасные масса системы, объем, диаметр, толщина
слоя, а также допустимое число упаковок в группе. Значения коэффициента
запаса К приведены в табл. 3.2.
Таблица 3.2. Коэффициенты запаса для упаковки и группы упаковок с ОЯТ [21]
Параметр

34

Коэффициент запаса К

Допустимая и безопасная масса

1,25

Допустимый и безопасный объем

1,10

Допустимый и безопасный диаметр

1,10

Допустимая и безопасная толщина слоя

1,10

Упаковки с делящимися материалами по ядерной безопасности подразделя­
ются на классы:
класс I — ядерно-безопасные упаковки в любом количестве и при любом раз­
мещении в прогнозируемых условиях транспортировки;
класс II — ядерно-безопасные упаковки при ограниченном их числе и произ­
вольном размещении в прогнозируемых условиях транспортировки;
класса III — ядерно-безопасные упаковки при всех прогнозируемых условиях
транспортировки в результате особых мер предосторожности или в результате
специальных мер контроля, установленных при транспортировке.
Отработавшее ядерное топливо должно перевозиться таким образом, чтобы
при всех изменениях в отдельной упаковке или группе их, которые могут про­
изойти как при нормальных условиях транспортировки, так и в любых предвиди­
мых аварийных ситуациях, было исключено достижение критического состояния
упаковки. Такими изменениями могут быть: проникновение воды в упаковку или
потеря воды из нее; сокращение расстояний между упаковками или между их
содержимым; возможная перегруппировка содержимого с образованием системы
с большей реактивностью; попадание упаковок в воду или снег; потеря эффектив­
ности вмонтированных в упаковку поглотителей или замедлителей нейтронов;
возможное увеличение реактивности в результате изменения температуры содер­
жимого упаковки.
Как излагалось, ядерная безопасность при транспортировке ОЯТ должна обес­
печиваться за счет конструкции упаковок и контроля ее состояния в ходе эксплу­
атации. Чтобы ядерная безопасность при транспортировке отработавшего ядер­
ного топлива сохранялась с достаточным запасом, для каждой отдельной упаковки
должно выполняться одно из следующих ограничений: масса делящихся материа­
лов не должна превышать допустимую, т.е. должна быть не боле 80 % критиче­
ской массы системы как при нормальных условиях, так и в аварийных ситуациях;
эффективный коэффициент размножения нейтронов не должен превышать 0,95
как при нормальных условиях перевозки, так и при аварии. При этом должна учи­
тываться глубина выгорания ОЯТ, а при отсутствии данных по этому показателю
ядерное топливо должно рассматриваться как необлученное, если его реактив­
ность при выгорании уменьшается, или как облучённое до наибольшей реактив­
ности, если реактивность при выгорании растет [21].
Конструкция упаковочного комплекта должна исключать возможность расплав­
ления топлива. Общая масса делящегося материала в упаковке не должна быть
более критической массы расплавленного топлива.
Ядерная безопасность отдельной поврежденной упаковки должна быть проана­
лизирована для конфигурации ОЯТ, обеспечивающей максимальную реактив­
ность, для оптимальной конфигурации замедляющих и отражающих материалов,
в случае поступления воды в упаковку, при возможном изменении физических и
химических характеристик ингредиентов упаковки. Если в целях ядерной безо­
пасности упаковочный комплект включает в себя поглотители нейтронов, то его
конструкция должна обеспечивать возможность проверки наличия, качества и раз­
мещения этих поглотителей. В конструкциях упаковочных комплектов не реко­
мендуется использовать жидкие поглотители нейтронов.
Для упаковок класса I ядерная безопасность при транспортировке ОЯТ полно­
стью обеспечивается конструкцией упаковочного комплекта. Конструкция упа2*

35

ковки должна гарантировать, что конфигурация содержимого не изменится в
результате аварии настолько, что Кэ^ превысит 0,95 или масса делящихся веществ
в упаковке будет более 80 % критической массы системы, а группа неповрежден­
ных упаковок при любом их расположении сохранит подкритичность.
Ограничивается число упаковок класса II, сгруппированных в одном месте:
должно быть 1/5 критического числа неповрежденных упаковок или 1/2 критиче­
ского числа поврежденных упаковок, окруженных водяным отражателем.
Для упаковок класса III предусматриваются меры по предотвращению недо­
пустимых повреждений, особые условия транспортировки, исключающие аварий­
ные ситуации, и мероприятия оперативного контроля составных частей упаковки
на всех этапах загрузки и перевозки.
Если при транспортировке упаковок классов I и II произошла авария, связанная
с их повреждением, то дальнейшая перевозка их (после ликвидации аварии)
должна выполняться так же, как для упаковок класса III [21].
Определяющей характеристикой ядерной и радиационной опасностей упаковки
является ее транспортный индекс, который численно равен максимальному
уровню излучения, мбэр/ч, на расстоянии 1 м от поверхности упаковки или част­
ному от деления 50 на допустимое число упаковок в группе (для упаковок класса
II) либо числу 50 (для упаковок класса III). При этом допускается такое число упа­
ковок в группе, которое может быть сгруппировано в процессе промежуточного
хранения или транспортировки.
Структурная схема организации транспортировки радиоактивных веществ, в
том числе ОЯТ, представлена на рис. 3.6. В зависимости от вида радиоактивных
веществ для их транспортировки применяются: промышленные упаковки, упа­
ковки типов А и В.
В упаковках типа А транспортируются радиоактивные вещества, активность
которых ограничена пределом Ах или А2. Предел Ах — максимальная активность
радиоактивных веществ, представляющих собой твердый монолит или заключен­
ных в герметичную капсулу. Предел А2 — максимальная активность радиоактив­
ных веществ, не относящихся к веществам особого вида и, как правило, заклю­
ченных в потребительскую тару.
Отработавшее ядерное топливо транспортируют в упаковках типа В. При этом
следует отметить, что упаковки типа В проходят утверждение компетентными
органами страны-поставщика и страны-получателя, а в отдельных случаях и
страны, через которую ОЯТ транспортируется. Исходя из этого упаковки типа В
подразделяют на B(U) (одностороннего утверждения) и В(М) (многостороннего
утверждения).
Как следует из анализа схемы (см. рис. 3.6), ОЯТ может транспортироваться
железнодорожным и воздушным видами транспорта, автомобильными контейнеро­
возами и судами-контейнеровозами. Число упаковок на любом сухопутном транс­
портном средстве или речном судне ограничено: сумма транспортных индексов
упаковок не должна превышать 50. Для морских судов число упаковок с ОЯТ не
должно по сумме транспортных индексов превышать 200 (для любого трюма не
должно превышать 50), а расстояние между группами упаковок должно быть не
менее 6 м.
36

Одностороннее утверждение

Компетентный орган

X

Грузоотправитель

1

Транспортировки радиоактивных веществ

Грузополучатель

Радиационно-защитная упаковка

Перевозчик

Транспортное средство
для радиоактивных веществ

Промышленная радиационнозащитная упаковка
Тип IP-1 Тип IP-2

Многостороннее утверждение

Радиационно-защитная
упаковка типа В

Радиационнозащитная упаковка
типа А

Тип IP-3

В(М)

B(U)

I

I

Транспортный радиационно-защитный упаковочный комплект

Радиоактивное содержимое

т

J

Автомобильный
контейнеровоз для
отработавшего
ядерного топлива

Вагон — контейнерный
поезд для
отработавшего
ядерного топлива

Судно-контейнеровоз
для
отработавшего
ядерного топлива

I

Вагон-контейнер для
отработавшего ядерного топлива

Перегрузочный радиационнозащитный контейнер

Промышленный
транспортный
радиационнозащитный
упаковочный
комплект

X

Резервуар

Транспортный
J радиационнозащитный
контейнер

Поверхностнозагрязненный
объект

База перевалки отработавшего
ядерного топлива

Радиоактивное
вещество
низкой
удельной
активности

Транспортный
радиационнозащитный
упаковочный
комплект
типа А

Система герметизации
транспортного радиационнозащитного упаковочного
комплекта

Гнездо транспортного
радиационно-защитного контейнера

Пенал для
отработавшего
топлива

Жестяная
емкость

Радиоактивное
вещество
активностью
не более
i4j или А2

Транспортный
радиационнозащитный
упаковочный
комплект
типа В

Радиоактивное вещество
активностью более А^ или А2

1

Грузовой контейнер

Охранная
тара

Хранилище отработавшего
ядерного топлива

Чехол для
отработавшего
ядерного
топлива

Загрузочный стакан
транспортного
радиационнозащитного
комплекта

Радиационно-защитный вкладыш

Капсула
радиоактивного
вещества
особого вида

Потребительская
тара

Вспомогательное
упаковочное
средство

Рис. 3.6. Структурная схема организации транспортировки радиоактивных веществ [85]

37

Т а б л и ц а 3.3. Значения безопасных параметров для транспортируемого ОЯТ
Обогащение по 92 U»
%, не более

Безопасная масса
кг

92

U,

Безопасный объем,
л

Безопасный диаметр,
мм

2,0

2,94

46

300

1,5

4,50

1,25

6,50

Ы

10,0

73
110
150

1,05

11,5

370
440
500
530

1,0 и менее

13,1

180
292

555

Для упаковок с ОЯТ ядерных энергоблоков не требуется определять критиче­
ские параметры, если толщина стенок защитного контейнера более 150 мм, а
масса делящихся изотопов в упаковке не превышает безопасную массу 9 2 U, а
также если внутренние объем или диаметр чехла не превышают безопасные их
показатели (табл. 3.3) [21].
Транспортный контейнер представляет собой толстостенную герметичную
емкость, выполненную из углеродистой стали (с внутренней облицовкой из
нержавеющей стали), в которую помещается чехол. Чехол — это металлический
цилиндр, обеспечивающий фиксацию ОТВС (или пеналов с ОТВС), размещенных
с определенным шагом в ячейках транспортного контейнера. В случае необходи­
мости транспортировки тепловыделяющих сборок с поврежденными твэлами в
чехол помещаются пеналы — герметичные емкости, в которые загружаются отра­
ботавшие ТВС с поврежденными оболочками твэлов.
В различных странах создан ряд конструкций транспортных упаковочных ком­
плектов для перевозки облученного топлива АЭС [12]. Так, для транспортировки
ОЯТ АЭС России с реакторами типов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 разработаны сталь­
ные упаковочные комплекты, содержащие контейнеры с толщиной стенки 400 и
410 мм, диаметром 2195 и 2100 мм и высотой (длиной) 4145 и 610 мм соответ­
ственно. Контейнер для ОЯТ реактора ВВЭР-440 — вертикальный цилиндр, рас­
считанный на 30 ТВС и суммарную массу топливной загрузки 3,8 т U 0 2 (при
общей массе контейнера с полной загрузкой 92 т). Контейнер для ОЯТ реактора
ВВЭР-1000 — горизонтальный цилиндр, рассчитанный на шесть сборок и массу
топливной загрузки 3,0 т U0 2 (при общей массе контейнера ПО т).
В качестве примера на рис. 3.7—3.9 представлены конструкции транспортных
упаковочных комплектов ТУК-6, ТУК-11 и ТУК-ПБН отечественной разработки,
предназначенных для транспортировки ОЯТ реакторов ВВЭР-440, РБМК-1000,
БН-600 и БН-350.
Комплект ТУК-6 используется для перевозки топлива реакторов ВВЭР-440 с
выгоранием до 42 МВт-сут/кг при остаточном энерговыделении до 15 кВт. Он
может иметь водяное или газовое заполнение. Избыточное давление заполнителя
составляет 0,4 МПа для воды и 0,2 МПа для газа. Температура наружной поверх­
ности контейнера — до 85 °С, мощность эквивалентной дозы на наружной поверх38

Рис. 3.7. Транспортный упаковочный комплект ТУК-6:
/ — чехол упаковочного комплекта; 2 — корпус контейнера

ности — до 200 мбэр/ч. Масса комплекта достигает 92 т; он транспортируется
вагоном-контейнером ТК-6.
Комплект ТУК-11 рассчитан на транспортировку ОТВС реакторов РБМК-1000
с глубиной выгорания топлива до 20 МВт • сут/кг при остаточном энерговыделе­
нии до 10 кВт. Он может быть заполнен инертным газом или воздухом. Темпера­
тура на наружной поверхности контейнера составляет не более 85 °С, а макси­
мальная мощность эквивалентной дозы — не более 200 мбэр/ч. Масса комплекта
равна 86,5 т.
Комплект ТУК-11БН (для транспортировки ОЯТ реакторов на быстрых нейтро­
нах) имеет две модификации: без герметичных пеналов и с таковыми. Контейнер
39

Рис. 3.8. Транспортный упаковочный комплект ТУК-11

комплекта заполнен азотом или воздухом. Средняя глубина выгорания топлива
для транспортируемых ОТВС составляет до 115 МВт-сут/кг при остаточном
энерговыделении до 11 кВт. Температура на наружной поверхности контейнера —
до 90 °С, мощность эквивалентной дозы — до 200 мбэр/ч. Масса комплекта 86 т.
Он транспортируется вагоном-контейнером ТК-11.
Металлический контейнер типа CASTOR, предназначенный для перевозки
отработавших ТВС реактора на быстрых нейтронах БН-800, вмещает 36 сборок.
Наружная поверхность его покрыта поперечными ребрами. Диаметр контейнера
равен 2450 мм, высота — 4480 мм, масса с полной загрузкой — 104,5 т.
На рис. 3.10 представлен контейнер марки IE-300 компании General Electric,
предназначенный для транспортировки 18 ОТВС реактора BWR (или семи сборок
40

01895

Рис. 3.9. Транспортный упаковочный комплект ТУК-ПБН:
/ — корпус контейнера; 2 — пенал

реактора PWR). Масса контейнера с полной загрузкой составляет 70 т, длина —
5,4 м, диаметр 1,5 м, расчетная масса топливной загрузки — 4 т.
Перевозка ОЯТ в условиях России выполняется в основном железнодорожным
транспортом (рис. 3.11, см. стр* 43). Возможно использование специального авто­
транспорта, а также речных и морских судов. Транспортировка ОЯТ осуществля­
ется с соблюдением специальных международных правил.
Уровень безопасности при транспортировке радиоактивных материалов доста­
точно высок. В странах мирового сообщества выполнено свыше миллиона актов
транспортировки радиационно-опасных упаковок (в том числе и упаковок с ОЯТ).
При этом не произошло ни одной аварии с радиологическими последствиями для
населения. Данный уровень безопасности обеспечивается конструкцией транс­
портных контейнеров, которые учитывают возможность аварийных ситуаций:
пожаров, ударов при падении с высоты, затоплений.
41

Рис. ЗЛО. Контейнер компании General Electric для перевозки отработавших твэлов реакторов BWR
(PWR):
1 — клапанные коробки; 2 — ребра механической защиты; 3 — защита из нержавеющей стали; 4 —
герметичные крышки; 5 — защита от нейтронов; б — тепловыделяющие сборки; 7 — защита от урана

3.4. Длительное хранение отработавших ТВС
Длительное хранение является в настоящее время неотъемлемой частью обра­
щения с отработавшим топливом АЭС. В России в качестве основных этапов
обращения с ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах реально рассматриваются:
1) уплотненное хранение в бассейнах выдержки (см. § 3.2);
2) кратковременное хранение (до 5 лет) в контейнерах;
3) долговременное хранение (4—50 лет) в металлических и металлобетонных
контейнерах, «сухих» модульных камерах-хранилищах, «мокрых» хранилищах.
Хранение ОЯТ различных реакторов имеет определенную специфику. Согласно
[14] наименее предпочтителен вариант хранения с использованием «мокрых» хра­
нилищ. Хранение в металлических контейнерах осложняется их относительно
высокой стоимостью. В настоящее время в России предпочтение отдано долговре­
менному хранению ОЯТ при умеренных темпах переработки его отдельных
типов.
Согласно [88] лишь около 5 % накопленного и 14 % ежегодно образующегося
отработавшего ядерного топлива АЭС направляется на переработку, поэтому воз­
никла необходимость в хранилищах большой вместимости и уплотненном хране­
нии ОЯТ. В основном это обусловлено тем обстоятельством, что топливо реакто­
ров РБМК-1000, ЭГП-6, ВВЭР-1000 не перерабатывается. Кроме того, это связано
с необходимостью иметь резервные емкости для выгрузки ОЯТ в любой момент
аварийной ситуации для активной зоны.
42

Шв

Рис. 3.11. Вагон-контейнер ТК-6 для перевозки ОЯТ реакторов ВВЭР-440:
1 — платформа; 2 — грузовой отсек; 3 — вспомогательный отсек; 4 — ТУК-6

4ь

Хранилища ОЯТ реакторов РБМК. Как указывалось выше, топливо РБМК
хранится под слоем воды бассейнов выдержки приреакторных, а затем долговре­
менных хранилищ. По первоначальному проекту отработавшие ТВС в приреак­
торных хранилищах должны были быть размещены с шагом 250x160 мм, в долго­
временных — с шагом 230x110 мм. Затем было предложено уплотненное
размещение ТВС сначала в приреакторных, затем (после нескольких лет эксплуа­
тации) и в долговременных хранилищах. На Смоленской АЭС в приреакторных
хранилищах отработавшие ТВС располагают с шагом треугольной решетки
130x130x130 мм без пеналов, в долговременном хранилище — с проектным
шагом 230x110 мм в пеналах диаметром 102 мм и толщиной стенки 2 мм. На Кур­
ской АЭС разработан проект размещения ТВС в приреакторных хранилищах с
шагом 125x139x139 мм, в долговременном хранилище принято уплотненное раз­
мещение, при котором в каждом зазоре между балками перекрытия отсека нахо­
дятся 40 ТВС, парами на одной подвеске. Шаг между пеналами на подвеске
составляет НО мм, между подвесками вдоль зазора — 130 мм. На Ленинградской
АЭС в приреакторных бассейнах выдержки основная часть отработавших ТВС
установлена без пеналов с шагом 90x250 мм, в долговременных хранилищах реа­
лизовано максимальное уплотнение ТВС (шаг 110x115 мм в пеналах).
С учетом состояния оболочек, которые определяют срок хранения отработав­
ших ТВС в воде (30 лет), возникает необходимость до 2012 г. перейти на «сухое»
хранение в стальных или железобетонных контейнерах.
Общей проблемой для всех хранилищ является доказательство ядерной безо235

пасности при переходе на уран-эрбиевое топливо с обогащением до 3 % по U.
При проектном сроке эксплуатации долговременных хранилищ 40 лет к 2020—
2035 гг. необходимо будет освободить их от топлива и приступить к выводу из
эксплуатации. К этому времени ОЯТ необходимо перегрузить в контейнеры или
перевезти на завод РТ-2 в специально проектируемое «сухое» хранилище либо на
завод РТ-1 в строящееся новое хранилище.
Хранилища ОЯТ реакторов ВВЭР-1000. Отработавшие ТВС ВВЭР-1000 хра­
нятся на стеллажах с шагом 400 мм. Для отдельных АЭС разработаны и установ­
лены стеллажи с уплотненным шагом расположения отработавших ТВС в чехлах
из бористой стали (с шагом 300 мм). Такое размещение связано с необходимостью
иметь свободные места на случай отсутствия возможности транспортировки в
строго определенные сроки или разгрузки реактора в целях ядерной безопасности
при авариях, связанных с уменьшением плотности воды в хранилищах, хотя ядер­
ная безопасность при таких авариях обеспечивается и на обычных стеллажах с
шагом 400 мм. Дополнительной мерой безопасности является наличие в воде бор­
ной кислоты концентрацией 16 г/л.
Имеется возможность «сухого» хранения отработавших ТВС в контейнерах
ТК-13 в целях уменьшения зависимости от сроков транспортировки топлива с
АЭС в хранилище завода РТ-2. Необходимо учитывать возможность появления в
хранилищах ТВС с уран-гадолиниевым топливом и циркониевыми дистанционирующими решетками вместо стальных.
Хранилища ОЯТ реакторов ВВЭР-440. Бассейн выдержки отработавших
ТВС ВВЭР-440 состоит из двух отсеков. В одном из них располагаются двухъ­
ярусные стеллажи, на которых ТВС с обогащением топлива до 3,6 % размеща­
ются с шагом 225 мм, второй (универсальное гнездо) предназначен для установки
30-местного чехла с ТВС или контейнера ТК-6 для транспортировки. При хранении
44

топлива с обогащением 4,4 % приняты дополнительные меры безопасности —
оно чередуется с топливом с меньшим обогащением. Предложены способы уплот­
ненного хранения на стеллажах с шагом 160—170 мм ТВС с обогащением 4,4 % в
чехлах из бористой стали. Тепловыделяющие сборки с уран-гадолиниевым топли­
вом и циркониевыми дистанционирующими решетками требуют дополнительного
анализа ядерной безопасности. Дополнительной мерой безопасности является
наличие в воде борной кислоты концентрацией 12—16 г/л [88].
Хранилище ОЯТ реакторов БН-600 состоит из трех отсеков, где топливо хра­
нится в 28- и 35-местных чехлах без пеналов или в пеналах (негерметичные ТВС).
Наличие большого числа экспериментальных ТВС со смешанным уран-плутоние­
вым топливом требует дополнительного анализа ядерной безопасности.
Хранилище Билибинской АЭС располагает тремя бассейнами выдержки с
проектной вместимостью каждого 836 ТВС. Вместимость каждого бассейна
выдержки повышена до 2030 ТВС за счет уплотненного их размещения. Хранятся
ТВС в стальных пеналах диаметром и толщиной стенки 108x4 мм и располага­
ются с минимальным шагом 115x177 мм в прямоугольной решетке. Герметичные
пеналы с ТВС заполнены азотом. Хранилище заполнено водой. После полной
загрузки оно осушается.
Хранилище ОЯТ реакторов АМБ-100, АМБ-200 (первый и второй блоки
Белоярской АЭС), Топливо не перерабатывается. Оно хранится в 17- и 35-мест­
ных чехлах из нержавеющей стали, а также 17-местных чехлах из Ст. 3 в двух
бассейнах выдержки. Оба бассейна содержат 4994 ТВС, из них 15 % негерметичные. Активность воды в бассейнах составляет около 1 Ки/м . Для безопасности
решено перегрузить 17-местные чехлы в универсальные контейнеры для «сухого»
хранения на территории АЭС, которые затем можно будет транспортировать к
месту захоронения [88].
Важной проблемой является обоснование ядерной безопасности хранилищ
ОЯТ. При этом учитываются: возможность проектных (уменьшение плотности
воды в бассейне хранилища) и запроектных аварий; использование поглотителей
нейтронов и выгорающих поглотителей; возможность экспериментального опре­
деления подкритичности хранилища; вероятность падения и повреждения ТВС;
выгорание топлива. Наиболее ответственным является обоснование ядерной безо­
пасности при хранении относительно новых видов ОЯТ: уран-гадолиниевого,
уран-эрбиевого и уран-плутониевого.
Реальное значение Кэ± хранилища обычно не превышает 0,7. Влияние на уве­
личение АГЭф может оказать уменьшение плотности воды в объеме хранилища или
в его отдельной зоне, например, при длительном отказе электроснабжения. При
этом не исключено, что Кэ^ может превышать 1, если в хранилище не использу­
ются поглотители нейтронов. Однако оценки показали, что максимальное значе­
ние Кэ± даже в случае беспенального уплотненного хранения ОЯТ РБМК-1000
при условии кипения воды в ТВС не превысит 0,95.
В хранилище помещается выгоревшее топливо. Однако при оценках ядерной
безопасности хранилища для нормальных условий хранения и исходных событий
проектных аварий в расчете используются характеристики свежего топлива. Учет
выгорания выполняется лишь для запроектных аварий, в ходе которых согласно
сценарию аварии вода выкипает из каналов, а хранилище осушается.
45

Степень уплотнения ТВС в хранилище может быть повышена за счет двухъ­
ярусного размещения ТВС на стеллажах и использования специальных поглотите­
лей в виде чехлов из бористой или нержавеющей стали. При этом учет глубины
выгорания топлива обязателен.
Появление новых типов топлива: уран-эрбиевого для РБМК-1000, уран-гадолиниевого для ВВЭР, смешанного уран-плутониевого для БН-600 (а в перспективе и
для ВВЭР-1000) — вызвало необходимость дополнительного обоснования безо­
пасности существующих хранилищ.
При обосновании безопасности хранилища учитывается и возможность ава­
рийной ситуации, связанной с падением отдельных ТВС, их разрушением и просыпью топлива в воду хранилища. Учитываются также возможности выпадения
ТВС из чехла, повреждения облицовки бассейна выдержки и появления некомпенсируемой течи бассейна [88]. Однако практика эксплуатации хранилищ и экспери­
ментальные исследования показали, что если при падении ТВС и происходит
деформация сборки, то просыпей топлива не наблюдается.
Запроектными авариями хранилища ОЯТ считаются возникновение в нем цеп­
ной реакции, осушение его бассейна и падение на хранилище тяжелого техноло­
гического оборудования. Рассматриваются также значимые внешние воздействия:
падение на объект самолета, землетрясение, взрыв.
Анализ аварийных ситуаций показал, что определяющим фактором ядерной
безопасности является уменьшение плотности воды в бассейне хранилища. При­
менение твердых поглотителей позволяет как увеличить вместимость хранилища,
так и снизить вероятность достижения критичности при уменьшении плотности
воды. Дополнительной мерой безопасности является изменение подкритичности
хранилища, т.е. реального значения АГэф при запроектных авариях.
В настоящее время для длительного «сухого» контейнерного хранения ОЯТ
возможно использование контейнеров отечественного и зарубежного производ­
ства: 1) упаковочных комплектов УКХ-109.С600 (для ОЯТ реакторов РБМК);
2) контейнеров типа ТУК различных модификаций разработки АО «Ижорские
заводы»; 3) контейнеров ВКХ-1000 американской фирмы Duke Engineering (для
ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 и PWR); 4) контейнеров GNB-ЦКТИ совместной гер­
мано-российской разработки (для ОЯТ реакторов РБМК); 5) контейнеров фирмы
Ontario Hidro (для ОЯТ реакторов РБМК).
Предварительные исследования показали, что наиболее предпочтительной
является технология хранения с использованием контейнеров УКХ-109.С600 и
GNB-ЦКТИ [14]. В расчет принимались такие технические критерии, как кон­
структивные характеристики контейнера, число операций и объем технического
обслуживания его в процессе эксплуатации, устойчивость к внешним воздей­
ствиям, дезактивируемость, обеспечение должного уровня радиационной защиты.
В качестве примеров на рис. 3.12—3.15 представлены конструкции контейнеров,
предназначенных как для транспортировки, так и для хранения ОЯТ реакторов
РБМК, ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.
На рис. 3.12 показана конструкция металлобетонного контейнера УКХ-109.С600.
Он предназначен для длительного «сухого» хранения ОЯТ РБМК и относится к
классу безопасности 2Н (в соответствии с ОПБ-88/97) и категории сейсмостой­
кости ПБ (в соответствии с ПНАЭ Г-5-006-87). Контейнер рассчитан на хранение
235

топлива с обогащением не более 2,4 % по
46

U при расчетной глубине выгора-

Рис. 3.12. Контейнер УКХ-109.С600 для длительного «сухого» хранения ОЯТ реактора РБМК-1000

47

ния 22,8 ГВт • сут/т и остаточном энерговыде­
лении не более 5,8 кВт. Топливо загружается в
контейнер в виде разделанных на пучки твэлов
ТВС, установленных в индивидуальные метал­
лические ампулы. Масса контейнера с ОЯТ
равна 101 т, вместимость — 144 пучка твэлов,
наружный диаметр — 2400 мм, высота —
5125 мм. Контейнер в рабочем состоянии
заполнен инертным газом и рассчитан на внут­
-oopobooo,
QQQQQQQOfi
ренне давление до 0,7 МПа и температуру обо­
,ооооо
0000,
о о ш г _OQQQ9
лочек
загруженных твэлов 275 °С; при этом
°OOOQ
температура на наружной поверхности УКХ
ООООо
9999J
OQQpQGOOQpO.
будет составлять не более 60 °С, а максималь­
ООООо
vOQOOCppCJOP/
ная расчетная мощность эквивалентной дозы —
\°00£ЮООЬУ
500 мкЗв/ч.
Контейнер CASTOR представлен на рис. 3.13.
Он предназначен для транспортировки и дли­
тельного хранения 102 топливных пучков, что
соответствует 51 ТВС реактора РБМК. Вмести­
мость в 102 пучка определяется вместимостью
корзин, которые используются в бассейне
выдержки энергоблока. Корзины помещаются в
контейнер вместе с загруженными в них ТВС.
2260
Контейнер изготовляется из ковкого чугуна и
бетона высокой (более 3,5 г/см ) плотности.
Рис. 3.13. Контейнер CASTOR для
транспортировки и длительного хра­ Внешний диаметр наружной 40-миллиметро­
нения ОЯТ реактора РБМК-1000
вой обечайки контейнера составляет 2260 мм,
высота контейнера — 4435 мм, масса с полной
загрузкой — 68 т. Этот контейнер рассчитан на остаточное энерговыделение загру­
женных в него ТВС до 9 кВт. При этом максимальная температура поверхности
контейнера не должна превысить 85 °С, если температура оболочек твэлов загру­
женных в контейнер ТВС будет составлять около 300 °С. Мощность дозьгна наруж­
ной поверхности контейнера равна не более 100 мкЗв/ч. Выпускается также моди­
фикация данного контейнера, обладающая теми же характеристиками, но
изготовленная в виде отливки из ковкого чугуна. Масса контейнера данной моди­
фикации равна 78 т.
Контейнеры CASTOR (рис. 3.14 и 3.15) для ОЯТ реакторов ВВЭР-440 и
ВВЭР-1000 по конструкции подобны друг другу. Они предназначены для транс­
портировки и хранения соответственно 12 и 84 ТВС. В целях интенсификации
охлаждения и для защиты от механических повреждений на наружной поверх­
ности их имеются поперечные ребра. Наружный диаметр контейнеров составляет
2253 и 2660 мм, высота — 5505 и 4160 мм, масса с полной загрузкой — ПО и 116 т
соответственно. Контейнеры рассчитаны на внутреннее давление до 0,7 МПа и
суммарное энерговыделение загруженных сборок до 21 кВт. При максимальной
температуре оболочек твэлов, загруженных в контейнер ТВС (280 °С), температура
на его поверхности не превышает 85 °С. Эффективный коэффициент размножения

Р;

<sss.'s»»M»»S//S»/t,

ш

48

ш

Рис. 3.14. Контейнер CASTOR для
транспортировки и длительного хра­
нения ОЯТ реактора ВВЭР-440
Рис. 3.15. Контейнер CASTOR для транспортировки
и длительного хранения ОЯТ реактора ВВЭР-1000

нейтронов при полной загрузке контейнера составляет менее 0,95, максимальная
мощность дозы на его наружной поверхности — менее 200 мкЗв/ч.
Кроме контейнеров CASTOR в тех же целях может быть использован контей­
нер CONSTOR германской разработки. Для возможной транспортировки ОЯТ из
Европы в Россию (в целях длительного хранения ОЯТ с вероятной последующей
его переработкой) было лицензировано четыре типа контейнеров: TN-12; TN-13;
CASTOR-V-19 и российский контейнер ТК-13.

3.5. Переработка отработавшего ядерного топлива
Цель переработки — извлечение из отработавшего топлива делящихся нукли­
дов, образовавшихся при работе реактора (например, в топливе с выгоранием
235

33 МВт • сут/кг массовое содержание
U составляет примерно 0,83 %, а содер­
жание делящихся изотопов плутония — около 0,68 %). Кроме того, переработка
ОЯТ является промежуточным этапом на пути удаления высокоактивных радио49

нуклидов из сферы деятельности человека. Выделение из ОЯТ долгоживущих
радионуклидов позволяет сделать продукты переработки менее опасными и
заметно сократить их объем. В результате переработки получают новое ядерное
топливо, что снижает потребность в природном уране и, кроме того, упрощает
проблему захоронения полученных РАО, так как объем отвержденных высокоак­
тивных отходов, полученных после переработки ОЯТ, составляет лишь около
30 % первоначального объема ОЯТ.
В среднем легководный реактор электрической мощностью 1000 МВт произво­
дит около 25 т отработавшего топлива в год (реактор на быстрых нейтронах,
охлаждаемый натрием и обеспечивающий выгорание 100 МВт • сут/кг, также про­
изводит примерно 25 т отработавшего топлива активной зоны и загрузки бланкета
в год). Таким образом, только для переработки ОЯТ восьми реакторов ВВЭР-1000,
работающих на российских АЭС, производительность перерабатывающего завода
должна была бы составлять примерно 2000 т/год. Однако как в России, так и в
странах мирового сообщества наблюдается дефицит производственных мощнос­
тей по переработке ОЯТ. Так, в странах Европы и США (по положению на 2000 г.)
общее количество топлива, выгруженного из реакторов, составило соответственно
70 200 и 166 700 т. На хранении находилось соответственно 11 100 и 166 700 т, т.е.
в Европе из 70 200 было переработано 59 100 т, а в США топливо не перерабаты­
валось [15]. Подобное же положение с переработкой ОЯТ характерно и для стран,
входящих в Организацию экономического сотрудничества и развития: количество
ОЯТ, выгруженное из реакторов, составляло около 267 000 т; на хранении находи­
лось около 178 000 т; было переработано примерно 89 000 т.
Согласно прогнозам, к 2006 г. производительность по переработке ОЯТ в стра­
нах мирового сообщества должна была достичь примерно 12 000 т/год (необходи­
мая потребность — около 25 000 т/год).
В настоящее время, согласно критериям МАГАТЭ, требованиям нераспростра­
нения ядерного оружия удовлетворяет топливо из обогащенного урана с содержа215

нием изотопа
U не более 20 %. Все существующие и разрабатываемые реак­
торы на тепловых нейтронах, а также перспективные реакторы на быстрых
нейтронах (далее быстрые реакторы) должны использовать топливо с содержа­
нием делящихся нуклидов не более 20 %, и, следовательно, они близки к удовлет­
ворению условия нераспространения. При этом можно выдвинуть следующее
принципиальное требование к технологии переработки топлива: на всех стадиях
переработки топлива в технологических процессах не должно повышаться содер­
жание делящихся нуклидов в топливной смеси. Если такое повышение неиз­
бежно, то размножающие свойства топливной смеси не должны быть лучше, чем
235

у урана с обогащением 20 % по
U. И, конечно, технология должна обладать
свойствами самозащищенности: имеющееся оборудование не должно допускать
необнаруживаемого криминального выделения концентрата делящихся нуклидов за
счет изменения технологических параметров (температуры, давления, состава реаген­
тов и др.), легкодоступных подсоединений или отборов.
Продукты деления в ОЯТ обладают высокой активностью. К началу перера­
ботки после длительного хранения активность ОЯТ заметно снижается, однако
некоторые из активных радионуклидов являются долгоживущими и активность
ОЯТ при переработке даже после этапа хранения остается высокой.
50

Рис. 3.16. Изменение активности продуктов деления при хранении отработавшего топлива легко­
водных реакторов с выгоранием 34 000 МВт * сут на 1 т тяжелых металлов

В качестве примера на рис. 3.16 приводятся данные по активности продуктов
деления ОЯТ как функции времени хранения топлива. Как следует из приведен­
ных данных, наибольший вклад в активность продуктов деления при времени хра­
нения ОЯТ продолжительностью до 1 года вносят Се и Ru. После 4—5 лет
хранения активность определяется активностью Cs, Cs и Sr.
Хранение ОЯТ сопровождается заметным энерговыделением, инициированным
радиоактивным распадом продуктов деления (табл. 3.4). Из таблицы видно, что
уже через 0,5 года хранения ОЯТ мощность его тепловыделения уменьшается на
два порядка, а через 3 года — более чем в 600 раз.
Первым промышленным методом химической переработки облученного топ­
лива был висмут-фосфатный осадительный метод, который предназначался для
выделения из облученного топлива плутония. Крупномасштабная же переработка
ядерного топлива существует около 50 лет (на первых этапах она выполнялась в
рамках программ производства ядерного оружия). В настоящее время создаются
перерабатывающие предприятия нового типа, отвечающие требованиям ядерной
безопасности и обеспечению нераспространения ядерного оружия. В дальнейшем
Таблица 3.4. Мощность тепловыделения и активность при радиоактивном распаде продуктов деления
в расчете на 1 т отработавшего топлива легководных реакторов [15]
Время после извлечения из реактора
Параметр

Сразу после
извлечения

3 мес

6 мес

1 год

3 года

10 лет

Мощность тепловыделения, Вт

1,9- 108

2,7-10 4

1,9- 104

9,8-10 3

3,0-10 3

9,0-10 2

Активность, Ки

1,6 -10 8

6,6-10 6

4,4-10 6

2,3-10 6

7,9-10 5

3,0-10 5
51

эти требования вступят в противоречие и ядерно-опасные компоненты цикла
переработки ОЯТ найдут применение (см. ниже).
Существуют около 30 технологических методов переработки ОЯТ. Практиче­
ское применение нашли в основном различные варианты экстракционного пьюрекс-процесса (Purex — Plutonium Uranium Extraction). Различают две основные
группы методов переработки ОЯТ: водные и высокотемпературные.
Водные методы предусматривают использование водных растворов при темпе­
ратуре не выше 100 °С. Начальная стадия всех водных методов — это растворение
ядерного топлива в водном растворе азотной кислоты в целях разделения урана и
плутония (а также очистки их от продуктов деления). Эти разделение и очистка
осуществляются экстракционным воздействием водного и органического потоков.
При использовании высокотемпературных методов разделение урана и плуто­
ния, а также очистка ОЯТ осуществляются при повышенных температурах в
металлических или солевых расплавах. Высокотемпературные методы перера­
ботки ОЯТ, в свою очередь, подразделяются на пирометаллургические и пирохимические. Пирометаллургические методы основаны на различиях температур
плавления (кристаллизации) или кипения (конденсации) химических элементов
или их соединений, а также растворимостей разных веществ в расплавах. В пирохимических методах для разделения нуклидов используются различные способы
изменения валентных состояний элементов. Известные методы переработки ОЯТ
приведены в табл. 3.5.
Уран-плутониевый топливный цикл предусматривает переработку ОЯТ из
диоксида урана. Отработавшие твэлы со стальными или циркониевыми оболоч­
ками транспортируются на перерабатывающий завод и хранятся там до химиче­
ской переработки.
Поясним значение некоторых химико-технологических терминов.
Экстрагент — органическое вещество, например трибутилфосфат (ТБФ), спо­
собное образовывать с ионами металлов или их солями ассоциаты или соедине­
ния (например, U0 2 (N0 3 ) 2 " 2ТБФ), растворимые в органических растворителях
(например, в керосине), не смешивающихся с водой. В данной схеме это, напри­
мер, раствор ТБФ в керосине.
Экстракция — многоступенчатый процесс смешения до эмульсии и разделе­
ния противоточно движущихся водного и органического растворов, повторяю­
щийся столько раз, сколько ступеней в экстракционном блоке. На каждой ступени
уран U и плутоний Ри переходят из водного раствора в органический с извлече­
нием продуктов деления (ПД). Чем больше ступеней, тем большее количество
урана и плутония переходит в органический раствор.
Экстракт — раствор соединений урана, плутония или других металлов в экстрагенте.
Промывка — операция, при проведении которой аналогично экстракции в ходе
многоступенчатых смешения и расслаивания водного раствора кислоты и органи­
ческого раствора соединений ТБФ с U и Ри (экстракта) происходит удаление остат­
ков ПД из последнего. Чем больше ступеней, тем выше степень очистки от ПД.
Реэкстракция — процесс, в котором осуществляется обратный перевод уже
очищенных примерно в 1000 раз от ПД урана и плутония из органического рас­
твора в водный.
52

Таблица 3.5. Методы переработки отработавшего ядерного топлива [15]
Процесс

Типы
Водные методы
Экстракционные

Экстракция с использованием хелатообразования, бьютек-,
хэйлекс-, пьюрекс-, радокс-, торекс-процессы

Ионообменные
Фотохимические
Электролитические

Флюрекс-процесс

Осадительные

Висмут-фосфатный
Высокотемпературные методы

Пирометаллургические:
фракционная дистилляция

Эйрокс-, Дебура-процессы, газофторидный, газофторидный
в солевом расплаве, нитрофторкарбокс-процесс, газохлоридный

фракционная кристаллизация

Гермекс-процесс, сепарация гидридов, пироцинкозонная
плавка

разделение жидких фаз

Разделение фаз жидкий металл — солевой расплав

Экстракция из твердой фазы

DAP-процесс, олово-нитридный

Пирохимические:
электрохимические

Электрорафинирование, электролиз солевого расплава

окислительно-восстановитель­
ные циклы

Нитридно-карбидный цикл

селективное окисление

Рафинирование в расплаве

Экстрагент (после очистки от продуктов радиолиза) почти без потерь вновь
вступает в процесс экстракции в своем первоначальном виде. Все экстракционные
процессы проходят в непрерывном автоматически контролируемом режиме с пос­
тоянным выходом продуктов в виде водных растворов заданного состава.
В действующей технологической схеме поступающие на регенерацию ТВС с
ОЯТ проходят через следующие основные операции [17]:
временное хранение в бассейне;
отрезка холостых (торцевых) концов ТВС;
прессование и резка активной части ТВС на мелкие фрагменты, что открывает
доступ кислоты к ОЯТ, ранее герметично изолированному в оболочках твэлов, на
следующей операции;
растворение ОЯТ (и части конструкционных материалов) в водном растворе
азотной кислоты;
совместная экстракция урана, плутония и, возможно, нептуния в растворе ТБФ
в органическом растворителе, проходящая в непрерывном противоточном режиме;
промывка экстракта чистыми водными растворами азотной кислоты для удале­
ния из него частично захваченных ПД;
53

реэкстракция только плутония водными растворами восстановителей или комплексообразователей (например, гидразина, двухвалентного железа, органических
кислот).
На перечисленных выше операциях в первом экстракционном цикле уран и
плутоний очищаются от ПД в 10 — 10 раз. При необходимости повысить сте7

8

пень очистки до 10 — 10 операции экстракции, промывки и реэкстракции (уже
отдельно для урана и плутония) повторяются — аффинажные циклы урана и плу­
тония;
водные растворы очищенных урана и плутония для увеличения их концентра­
ции выпариваются;
из полученных концентратов выпадают в осадок разлагаемые соли урана и
плутония с последующим их превращением в оксиды.
Оставшийся после первого экстракционного цикла без урана и плутония (а воз­
можно, и без нептуния) водный раствор (рафинат) актиноидов и продуктов деле­
ния выпаривается и после добавления необходимых реагентов (силикатов, фосфа­
тов, боратов и др.) направляется на операцию остекловывания с последующим
захоронением.
Основные операции по переработке топлива (разделка твэлов, растворение
ОЯТ, химическое разделение изотопов) практически одинаковы для всех типов
реакторов на тепловых нейтронах (ВВЭР, РБМК, PWR, BWR, HWR, AGR). На
первой стадии ОЯТ подвергается предварительной переработке с очисткой газооб­
разных отходов (рис. 3.17) [16].

Рис. 3.17. Система предварительной переработки диоксидного топлива и очистки газообразных
отходов перерабатывающего завода [16]:
7 — контейнер с отработавшим топливом; 2 — бассейн-хранилище отработавшего топлива; 3 — камера
разделки твэлов; 4 — узел резки; 5 — фильтр; б — корзина и аппарат для растворения; 7 — центри­
фуга; 8 — бак учета; 9 — буферный бак; 10 — хранилище нерастворимых остатков; 77 — хранилище
конструкционных элементов ТВС; 12 — хранилище криптона; 13 — продукты деления; 14 — уран;
75 — плутоний
54

На перерабатывающем заводе бассейны-хранилища располагаются вблизи
камер по разделке ТВС. Тепловыделяющие сборки с помощью крана переносятся
из бассейна в одну из таких камер. В камере ТВС поступают на узел резки (см.
рис. 3.17). Здесь концевые элементы ТВС отделяют от топливных и пучки твэлов
режут на фрагменты длиной примерно 5 см. Разделанные твэлы сбрасывают в
корзину, расположенную в нижней части аппарата для растворения. Корзину
заполняют азотной кислотой, необходимой для выщелачивания топлива. После
выщелачивания остатки оболочек и других конструкционных элементов ТВС
сбрасывают из корзины в контейнер, который отправляется в хранилище радиоак­
тивных отходов.
Полученный раствор топлива содержит небольшие твердые фрагменты, такие
как циркониевые или стальные опилки или стружки, образовавшиеся при резке
ТВС, и нерастворенные частицы продуктов деления и коррозии. В их числе могут
быть рутений, палладий, родий, молибден, технеций и цирконий. Кроме того,
может содержаться около 1 % нерастворенного плутония. Эти твердые частицы
отделяют от раствора с помощью грубых фильтров или центрифуг. Нерастворен­
ные фрагменты ТВС могут состоять примерно из 0,3 кг циркониевой стружки и
3,3 кг продуктов деления и коррозии в расчете на 1 т U0 2 .
В процессе разделки твэлов и растворения топлива выделяются газообразные и
летучие продукты деления. Они должны быть удалены вместе с парами воды,
газообразными оксидами азота (NO, N0 2 , N 2 0) и азотом, который может приме­
няться в качестве газоочистителя. Эта смесь летучих продуктов деления, паров и
газов должна быть обработана в системе газоочистки. Газообразные и летучие
продукты деления состоят из следующих компонентов:
трития, образующегося в результате тройного деления и (л, Т)-реакции на лег­
ких ядрах. Около 40 % образовавшегося трития остается в структуре металла цир­
кониевых оболочек. Остальной тритий выделяется в виде тритированной воды
НТО (в процессе растворения) и может входить в состав водяного пара. Менее
1 % трития содержится в виде газообразного тритиевого водорода НТ;
углерода С, образующегося в результате (я, а)-реакции из кислорода О и
(л, /?)-реакции из N. Углерод С в газообразных продуктах присутствует в виде
И
С0 2 ;
криптона, являющегося газообразным продуктом деления. Около 7 % этого
85

продукта представляет собой Кг;
ксенона — также газообразного продукта деления. Однако из всех нуклидов
133

ксенона рассматривается только
Хе, имеющий относительно короткий период
полураспада (5,27 сут).
Все остальные газообразные продукты деления являются либо стабильными
*"*

129

нуклидами, либо обладают короткими периодами полураспада. Иод
I и следы
йода I являются ограниченно летучими продуктами. Эти продукты могут быть
вынесены из раствора потоком инертного газа при прохождении его через кипящий
раствор. Рутений-106
Ru в составе тетраоксида рутения может улетучиваться из
концентрированного раствора азотной кислоты, но только около 10 части Ru
выделяется в газообразную фракцию. Аналогично незначительные следы таких
55

бета-излучателей, как стронций, или таких альфа-излучателей, как уран и плутоний,
могут попадать в поток газообразных продуктов в виде аэрозолей [16].
Все эти газообразные продукты сначала пропускают через конденсатор. Затем
оксиды азота окисляются и вымываются, что приводит к удалению 99 % аэрозолей. Оставшиеся аэрозольные фракции составляют только 10 —10 доли газооб­
разных продуктов. Для улавливания аэрозолей используются газоочистители и
высокоэффективные аэрозольные фильтры. Йод эффективно удерживается в насы­
щенных серебром (AgN0 3 ) фильтрах. Тритий в виде НТО и содержащийся в водя­
ном паре, а также С0 2 удерживаются на молекулярных ситах. Тритиевый водо­
род НТ преобразуется в тритированную воду НТО и пропускается повторно.
85

Удаление Кг может быть достигнуто с помощью низкотемпературной ректифи­
кации. В этом же процессе может быть удален и другой благородный газ — ксе­
нон. Отделение криптона может быть осуществлено в специальных газовых
цилиндрах. Существуют и другие пути, например улавливание в цеолитах (крис­
таллизованных силикатах) и ионная имплантация в металлах.
Как отмечалось выше, наиболее широкое применение для химического выделе­
ния из ОЯТ урана и плутония нашел пьюрекс-процесс (восстановление урана и
плутония путем экстракции). В пьюрекс-процессе используется трибутилфосфат,
который может быть разбавлен, например, керосином или парафиновым (углево­
дородным) растворителем. Такие органические растворители и применяются для
экстракции урана и плутония. Трибутилфосфат устойчив к азотной кислоте и
может селективно экстрагировать комплексы нитратов трех- и шестивалентного
урана и плутония. Однако способ селективной экстракции с помощью ТБФ не
применим к комплексам нитратов трехвалентного плутония.
Для экстракции раствор топлива в азотной кислоте, содержащий уран, плуто­
ний, более высокие актиноиды и продукты деления, подают в среднюю часть
колонны I (рис. 3.18), где он попадает в противоток с существенно более легким
органическим растворителем (ТБФ в керосине), поднимающимся снизу колонны.
Таким способом создаются условия для селективной экстракции в системе из двух
несмешивающихся жидкостей. В этом процессе органический растворитель экстра­
гирует уран и плутоний. В то же время продукты деления и актиноиды остаются в
водном растворе. Этот раствор вместе с азотной кислотой вытекает из колонны
снизу, образуя водные отходы высокой удельной активности (ОВОД), которые содер­
жат продукты деления и актиноиды. Эти отходы выпаривают для извлечения азот­
ной кислоты, а остающийся концентрат называют концентратом ОВОД.
Движущийся вверх органический растворитель содержит уран, плутоний и
незначительные следы продуктов деления, основная часть которых увлекается
вниз раствором азотной кислоты, вводимой в колонну сверху. Органический рас­
творитель выходит из верхней части колонны I и направляется в колонну 77, где
четырех- и шестивалентный плутоний переходит в трехвалентный с помощью
восстановителя. Им может быть нитрат четырехвалентного урана с гидрозин-нитратом, гидроксиламин-нитрат или, в первую очередь, сульфамат двухвалентного
железа. (Наиболее удачный метод основан на электролитическом восстановлении,
применяемом в аппарате экстракции.) Трехвалентный плутоний слабо растворим
в органических жидкостях, вследствие чего он повторно экстрагируется в водной
среде, в то время как шестивалентный уран остается в органической фазе ТБФ с
56

Раствор

из аппарата
для растворения

Очищенный
раствор HN0 3

/Л

Ч
х

Фильтр

ей

Окисление и
регулировка

Очищенный раствор HN0 3 ,
восстановитель

п

Органический
экстракт
U0 2 (N0 3 ) 2 ,
Pu(N0 3 ) 4 ,
HNO.

1

|5

Водный
очиститель

///.
s:

Органический
экстракт
U0 2 (N0 3 ) 2 ,
HN0 3

ТБФ
"в керосине '

На очистку
ТБФ

4> X

8

ТБФ в керосине
U0 2 (N0 3 ) 2 , Pu(N0 3 ) 4 ,
продукты деления HN0 3
Сбросные воды,
продукты деления,
HNO,

Водный раствор

Водный раствор
U0 2 (N0 3 ) 2 , HN0 3 ,
восстановитель

На очистку урана
(второй цикл)

Pu(N0 3 ) 3 , HN0 3 ,
восстановитель

На восстановление
На очистку плутония
кислоты и обработку ОВУА
(второй цикл)
Рис. 3.18. Схема восстановления плутония и урана путем экстракции с помощью пьюрекс-процесса [16]

керосином. Небольшое количество экстрагированного урана экстрагируется снова
в ТБФ с керосином, вводимом в нижнюю часть колонны //. Поток плутониевого
продукта в водной среде выходит из колонны в нижней части, органическая фаза,
содержащая уран, выходит из колонны // в верхней части и подается в колонну III
снизу в противоток с разбавленным раствором азотной кислоты, поступающим
сверху. В результате происходит повторная экстракция урана водным раствором,
который стекает вниз. Таким образом, урановый продукт вместе с азотной кисло­
той выходит из колонны /// снизу, органический раствор — сверху
Для достаточной очистки урана и плутония потоки, содержащие их, необхо­
димо пропустить через два последующих цикла очистки (рис. 3.19). Конечные
продукты после концентрации и очистки представляют собой нитрат плутония
Pu(N0 3 ) 4 и уранил-нитрат U0 2 (N0 3 ) 2 .
Экстракционные аппараты, показанные на рис. 3.19, могут быть представлены
тремя различными конструкциями, а именно: пульсационными колоннами с пер­
форированными платами, смесителями-отстойниками и центробежными экстрак­
торами. Экстракторы характеризуются очень малым временем контакта водной и
органической фаз, что позволяет лучше предохранить органический растворитель
от радиационного разложения. Это особенно важно для топлива с небольшим вре­
менем выдержки и высоким выгоранием. Пульсационные колонны также характе­
ризуются относительно коротким временем контакта органического растворителя
с топливом. Смесители-отстойники представляют собой очень надежные, гибкие
и простые системы с длительным периодом контакта. Они успешно применяются
в основном при переработке топлива с небольшим выгоранием во втором и тре­
тьем циклах очистки урана. Однако для первого цикла очистки (дезактивации) и
для циклов очистки плутония предпочтение отдается пульсационным колоннам.
57

Первый цикл экстракции

Восстановитель

Второй цикл экстракции

Рис. 3.19. Упрощенная технологическая схема экстракции урана и плутония на перерабатываю­
щем заводе [16]:
/ — продукты деления; 2 — уран: 3 — плутоний

Схема движения масс топлива и ядерных отходов на гипотетическом заводе по
переработке ОЯТ производительностью 4 т/сут или 1000—1200 т/год представ­
лена в качестве примера на рис. 3.20. Перерабатывающее предприятие такой про­
изводительности может обслуживать АЭС с легководными реакторами электри­
ческой мощностью 30—40 ГВт.
Предполагается, что максимальное выгорание выгружаемого топлива составляет
40 МВт • сут/кг при начальном обогащении урана 4 %, а время выдержки отработав­
шего топлива перед переработкой — в среднем 3 года. При растворении отработавшего топлива на установках данного типа будут получаться около 1400 м /сут газообразных отходов, около 2 м /сут отходов конструкционных материалов и
примерно 0,2 т/сут нерастворимых осадков топлива. Среди газообразных отхо­
дов наивысшая доля активности приходится на Кг (3,7- 10 Бк/т), в то время
129

14

9

как доли
I и С незначительны и составляют соответственно 1,5*10 и
2,6 • 10 Бк/т. Конструкционные компоненты топлива также становятся актив­
ными после продолжительного нейтронного облучения в активной зоне. Кроме
того, отходы конструкционных материалов содержат небольшое количество
нерастворенных урана и плутония. Суммарная активность этих отходов состав­
ляет 1,85 • 10 Бк/м . Нерастворимые осадки топлива также содержат плутоний,
их активность равна примерно 3,7 • 10 Бк/м .
58

Из промежуточного хранилища топлива
Поступление отработавшего
топлива, 4 т/сут

Активность отходов
^ H ^ H ^ ^ f
и концентрация m

,

Удельный выход отходов
1 переработанного топлива),
объемный расход отходов

(на 1

|29

Выгорание 40 МВт • сут/кг,
выдержка 3 года,
начальное обогащение 4%
Резка + растворение,
4 т/сут
Первый цикл экстракции,
4 т/сут
Второй Ри-цикл
экстракции, 40 кг/сут

С

Нитрат Ри,
250 г/л Ри

Концентрирование
ОВУА

Второй U-цикл
экстракции, 4 т/сут

Третий Ри-цикл
экстракции, 40 кг/сут

Газообразные
*" e
отходы, 1400 м3/сут

Полная — 1,8 • 1015 Бк/ м 3 ,
70 г/ м 3 Ри

Отходы конструкционных
материалов,
0,5м 3 /т, 2м 3 /сут

I [Полная - 3,7 • 1016 Бк/ м 3 ,
0,2 г/т Ри

Суспензия нерастворимых
осадков,

Уранил - у нитрат,
450 г/л U

0,05 м 3 /т, 0,2м 3 /сут

Повторная обработка
растворителя

Третий U-цикл
экстракции, 4 т/сут

X

1-1,5-10 9 Бк/т,
Кг-3,7-10 1 4 Бк/т,
14
С-2,6-10 1 0 Бк/т,

85

Концентрирование
ОСУА
N
)

Концентрирование

Концентрат ОВУА,
0,5м 3 /т, 2м 3 /суг

Буферные баки,
3,7-10 1 0 Бк/м 3 ,
1г/м 3 Ри

Органические ОСУА,
0,1м 3 /т, 0,4м3/сут
1 I

НЭ

Т ^ ^ Г ^ Г Г Н 0
оксидного топлива

Раствор уранилнитрата, 8,8 м3/сут

Г

°

На производство U

Жидкие отходы,
40м 3 /т, 160м3/сут

~~Г
На сброс

Рис. 3.20. Схема потоков масс на установке по переработке топлива легководных реакторов:
ОНУА — отходы низкой удельной активности

(

Концентрат водных

I

1,5м3/т, 6м 3 /сут

ЬН
J j

Раствор нитрата Ри,
0,16м3/сут

У
У
У

Буферные баки,
4,4-10 1 6 Бк/м 3 ,
90 г/м 3 Ри

Буферные баки,
3,7-10 1 2 Бк/м 3 ,
10г/м 3 Ри

Дистиллят,
3,7-10 2 Бк/м 3

|_^
у

0(5уА

з

\

ч

к
J

В первом цикле экстракции выделение из топлива продуктов деления, более
высоких актиноидов и незначительного количества неэкстрагированных урана и
плутония в виде концентрата отходов высокой удельной активности доходит до
3

6

3

2 м /сут с активностью 4,4 • 10 Бк/м . Во втором и третьем урановом и плутони­
евом циклах очистки выделение из растворителя органических отходов средней
удельной активности (ОСУА), содержащих незначительные следы U и Ри, состав10

3

ляет 0,4 м /сут с активностью 3,7-10

3

3

Бк/м . Кроме того, выводится свыше 6 м /сут
12

3

водных ОСУА, также содержащих следы U и Ри, с активностью 3,7 • 10 Бк/м .
Данная перерабатывающая установка вырабатывает 0,16 м /сут раствора нит­
рата плутония, содержащего 40 кг плутония, и 8,8 м /сут уранил-нитрата, содер­
жащего 3,96 т урана.
Промышленные предприятия, производящие 1000—1200 т/год топлива реакто­
ров LWR, должны иметь хранилища соответствующей вместимости, рассчитан­
ные на прием отработавших твэлов в пересчете на 1000—3000 т урана, 1000—
2000 м3 концентрата ОВУА, 1500—10000 м3 водных ОСУА и примерно 200—500 м3
органических ОСУА. Хранилище должно располагать также буферной вместимостью на 1—2 м нитрата плутония.
Активность и тепловыделение ОЯТ являются важными характеристиками в
области безопасности переработки ОЯТ и хранения продуктов переработки.
Обычно эти данные приводятся на 1 т тяжелого металла топлива. В этом случае
примерно 1,14 т U 0 2 или смеси U 0 2 с Pu0 2 соответствует 1 т тяжелого металла.
Каждая тонна тяжелого металла свежего топлива легководного реактора с обога235

щением 3,2 % по

235

U (в установившемся режиме перегрузок) содержит 32 кг

U

238

и 968 кг

U. Каждая тонна тяжелого металла отработавшего топлива с выгора93S

нием 36 МВт • сут/кг содержит 6,8 кг

938

U и 942 кг

936

U и, кроме того, 4,1 кг

U,

237

около 9,5 кг нуклидов плутония, 36,9 кг продуктов деления, 0,5 кг Np, 0,15 кг
Am и 0,04 кг Ст.
На рис. 3.21 приведены составляющие активности отработавшего топлива лег­
ководного реактора с выгоранием 36 МВт • сут/кг в зависимости от времени после
выгрузки из реактора. Из рисунка видно, что основная доля активности ОЯТ при­
ходится на продукты деления. За трехлетний период выдержки в процессе транс­
портировки и промежуточного хранения активность продуктов деления и актино­
идов уменьшается на два порядка. При переработке топлива продукты деления и
актиноиды (нептуний, америций и кюрий) отделяются и направляются в ОВУА.
Здесь же оказывается около 1 % плутония и урана, составляющих потери топлива.
Остальные 99 % урана и плутония возвращаются в топливный цикл. Основная
масса продуктов деления распадется за первые 500 лет. После 200 лет доминирую­
щая активность ОВУА будет определяться активностью актиноидов. Повторное
использование Ри и U кардинально расширит топливную базу ядерной энергетики.
Для получения смешанного оксидного топлива (МОХ-топлива), необходимого
для топливных циклов легководных и быстрых реакторов, следует нитрат плуто­
ния и уранил-нитрат, образующиеся на перерабатывающем заводе, превратить в
оксиды урана и плутония. Это может быть выполнено в конце технологической
цепочки на перерабатывающем заводе или в начале процесса производства твэ60

106
107

S v *i
к 2

106

s
N

^У

«

X

н Ю5

^ ^

£ 4
e10

\
\

^\

5

\

85

ir У

I 103
*

1

>

\

*

2

10

1 *i
1

101
1
0,1
0,01

0,1

1

i
L

\"
\

- A* ч .

10 102 103 104
Время распада, годы

N

v4

105

106

107

Рис. 3.21. АКТИВНОСТЬ отработавшего топлива продуктов деления, актиноидов в ОЯТ легководного
реактора и ОВУА при переработке после трехлетней выдержки [16):
/ — продукты деления; 2 — актиноиды; 3 — смешанное оксидное топливо (МОХ-топливо); 4 — акти­
ноиды в ОВУА; 5 — непосредственное хранение отработавшего топлива

лов. Во избежание дополнительных перевозок нитрата или оксида плутония
заводы по переработке, преобразованию и производству смешанного оксидного
топлива объединяют в единый топливный центр. В этом случае процесс преобра­
зования может быть включен в технологическую цепь производства твэлов из
смешанного оксидного топлива в качестве предварительного звена. Кроме того,
нитрат плутония и некоторое количество уранил-нитрата могут быть непосред­
ственно смешаны, после чего эту смесь преобразуют в смешанное оксидное топ­
ливо. Готовые смешанные оксиды плутония и урана направляют либо на линию
производства твэлов, либо в промежуточное хранилище.
Преобразование нитрата плутония в оксид плутония заключается в том, что
нитрат плутония смешивается с щавелевой кислотой, в результате чего образуется
оксалат плутония Pu(C204)2, выпадающий в осадок. Полученная суспензия прока­
чивается через фильтры и отделяется в виде сгустка, который прокаливается при
температуре более 300 °С. Образованный таким образом оксид плутония измель­
чают и отправляют в специальное буферное хранилище для последующего произ­
водства смешанного оксидного топлива [16].
Получение порошка (Pu, U)0 2 может быть осуществлено также совместным
осаждением диураната аммония и гидроксида плутония после добавления амми­
ака в раствор смеси нитрата плутония и урана.
При преобразовании уранил-нитрата в оксид урана в раствор уранил-нитрата
подаются аммиак и углекислота, в результате чего образуется уранил-карбонат
аммония, который выпадает в осадок и затем при нагревании в плавильной печи
61

может быть разложен. После разложения и отделения аммиака и углекислого газа
получается триоксид урана U0 3 . Триоксид урана может быть одновременно пере­
веден в диоксид урана U0 2 добавлением водорода при 500—600 °С. Порошок
диоксида урана гомогенизируют и отправляют на производство твэлов.
Использование плутония в легководных реакторах на тепловых нейтронах тре­
бует производства таблеток из смешанного оксидного топлива. Если перерабаты­
вающий завод и завод по производству смешанного оксидного топлива не объеди­
нены и нитрат плутония и уранил-нитрат уже преобразованы в оксиды, то Pu0 2 и
U0 2 должны быть отправлены на завод по производству смешанного топлива.
Порошки оксидов урана и плутония в нужной пропорции (в зависимости от тре­
буемого обогащения топлива плутонием) поступают для смешения. Смешанный
оксидный порошок прессуют и затем размалывают до состояния пудры. Пудру
прессуют в таблетки, которые последовательно спекают при температуре 1000 и
1700 °С, а затем обтачивают до требуемых размеров. Таблетки прокаливают для
удаления из них влаги и газов. На заключительной стадии их помещают в циркалоевые или стальные трубки, концы которых заваривают заглушками, получая твэлы.
При хранении плутония нуклид Ри распадается с образованием Am, кото­
рый является источником гамма-излучения с энергией 60 кэВ. Если срок хранения
Pu0 2 составляет более 2 лет, это приводит к необходимости химического отделе­
ния Am от плутония перед изготовлением таблеток или обеспечения защиты от
гамма-излучения.
Уран-плутониевый топливный цикл быстрых реакторов-размножителей дол­
жен быть замкнутым. Для улучшения топливной стратегии общее количество топ­
лива в таком цикле, состоящее из топлива, загруженного в реактор и находяще­
гося во внешней части цикла, должно быть по возможности минимальным. Это
приводит, с одной стороны, к требованиям малой загрузки в реактор топлива и
высокого выгорания его, с другой — к сокращению времени пребывания топлива
во внешнем топливном цикле. Для быстрого реактора с жидкометаллическим
охлаждением считается оптимальным время пребывания топлива во внешнем
цикле, равное 2 годам. Для топливных циклов будущего рассматривается сниже­
ние этого времени примерно до 1 года. На рис. 3.22 представлена схема топлив­
ного цикла для жидкометаллических быстрых реакторов, на которой отмечены
составляющие времени пребывания топлива вне реакторной установки. Представ­
ленная на рис. 3.22 гипотетическая модель топливного цикла соответствует пере­
рабатывающим предприятиям по обслуживанию быстрых реакторов суммарной
электрической мощностью 10 ГВт.
После выгрузки из активной зоны и боковой зоны воспроизводства ОТВС пос­
тупают в бассейн выдержки, где хранятся в течение 180 сут. Затем ОТВС загружают
в транспортные контейнеры, каждый из которых может вместить 6—12 ОТВС,
и перевозят на перерабатывающий завод. Вся перевозка занимает около 30 сут.
Следующие 30 сут отводятся на промежуточное хранение и предварительную
обработку ОТВС, предшествующую разделке твэлов и растворению. Для рассмат­
риваемой в данной модели перерабатывающей установки производительностью
250 т/год (165 т отработавшего топлива из активной зоны и 85 т из зоны воспро62

Хранение
свежих TBC

АЭС с быстрыми
реакторами общей
мощностью
ЮГВт(эл)

Хранение
отработавшего
топлива

Транспортировка OTBC
ЗОсуг
Хранение и

180 сут

ЗОсут

ЗОсут предварительная

обработка

Транспортировка
свежих ТВС,
ЗОсут

ЗОсут

бОсут

ЗОсут

Хранение
новых ТВС

Изготовление ТВС
активной зоны,
110 т/год

Хранение
топлива

ЗОсут

Хранение
ТВС зоны
воспроиз­
водства

1 60 сут
Изготовление ТВС
зоны воспроиз­
водства, 150 т/год

40 сут

Переработка,
250 т/год

60 сут

Хранение
смеси оксидов

Транспортировка смеси
оксидов

Излишки Pu0 2

ЗОсут
ЗОсут

Хранение
UO.

ЗОсут

Транспортировка U 0 2
Добавочный U 0 2

Рис. 3.22. Схема и продолжительность внешнего топливного цикла быстрого реактора

изводства) на осуществление всех ступеней переработки от разделки твэлов до
получения порошка Pu0 2 и U 0 2 требуется примерно 40 сут. На хранение оксид­
ного порошка отводится 60 сут, на транспортировку на завод по изготовлению
твэлов — 30 сут.
Предполагается, что производительность завода по изготовлению твэлов соста­
вит около ПО т/год смешанного (Ри, и)02-топлива для активной зоны и 150 т/год
и02-топлива для зоны воспроизводства (65 т/год для торцевых зон и 85 т/год для
боковой зоны). Порошок оксидов урана и плутония, прежде чем попасть на линии
изготовления, выдерживается в хранилище около 30 сут. Процесс изготовления твэ­
лов и ТВС занимает около 60 сут, и около 30 сут свежие ТВС будут храниться перед
отправкой их на АЭС. Транспортировка займет также 30 сут, и еще около 30 сут
ТВС будут находиться в хранилище на станции, прежде чем попадут в реактор.
Таким образом, суммарное время нахождения топлива во внешней части топлив­
ного цикла составит 550 сут. Прибавив еще 180 сут на непредвиденные задержки,
которые могут появиться из-за недостаточной синхронизации между различными
операциями, получим, что полное время пребывания топлива во внешнем топлив­
ном цикле равно 730 сут, или 2 годам. Из этого ясно, что размещение заводов по
переработке и изготовлению топлива на одной площадке, хорошая синхронизация
всех операций топливного цикла и снижение времени пребывания топлива в храни­
лищах дают возможность сократить продолжительность внешнего топливного
цикла быстрого реактора до 1—1,5 лет.
В рассматриваемой модели топливного цикла переработка отработавшего топ­
лива для АЭС суммарной электрической мощностью 10 ГВт соответствует произ­
водительности 1 т тяжелого металла в сутки или 250 т тяжелого металла в год при
эффективном времени работы в году 250 сут. В данной модели отражен промыш63

Выработка электроэнергии,
62,3 млрд кВт • ч/год
Отработавшее топливо,
257,7 т/год
АЭС с быстрыми
реакторами 10 ГВт(эл)
106.3 т/год U+Pu (активная зона)
151.4 т/год U (зона воспроизводства)

13,14 т/год U

Отходы
2,3 т/год U
0,02 т/год Ри

Изготовление TBC
для активной зоны и
зоны воспроизводства

Смешанное топливо

Продукты деления,
—•
6,45 т/год Ри
актиноиды, 0,2 т/год

2,2 т/год U
0,2 т/год Ри

227,14 т/год U
19,92 т/год Ри

2,3 т/год U
0,2 т/год Ри
Восстановление
плутония

ИЗЛИШКИ Ри, 1,59 т/год
— •

Переработка

Отходы
- • 2,2 т/год U

Восстановление
плутония
0,18 т/год Ри

- • 0,02 т/год Ри

0,18 т/год Ри

ИЗЛИШКИ Ри, 0,36 т/год

РИС. 3.23. Потоки масс в гипотетической модели топливного цикла быстрого реактора-размножителя

ленный масштаб переработки и изготовления топлива. На рис. 3.23 представлены
потоки масс наиболее важных материалов топливного цикла АЭС с быстрыми
реакторами, соответствующие данной модели.
При суммарной электрической мощности 10 ГВт и коэффициенте использова­
ния установленной мощности 0,7 из активных зон быстрых реакторов должно
выгружаться 166 т урана и плутония, а из зон воспроизводства — 85 т. В отрабо­
тавшем топливе будет содержаться 6,45 т продуктов деления. Из них примерно 5,8 т
относится к активной зоне и торцевым зонам воспроизводства и 0,65 т — к боко­
вой зоне воспроизводства. Изотопный состав продуктов деления быстрого реак­
тора несколько отличается от соответствующего изотопного состава легководного
реактора. Это объясняется существенно более жестким спектром нейтронов и зна­
чительным содержанием делящегося плутония в ОЯТ быстрого реактора.
К указанному количеству выгружаемого урана, плутония и продуктов деления
237

241

242

243

242

244 г-л

следует добавить еще 200 кг актиноидов: Np, Am, Am, Am, Cm и Cm.
На перерабатывающем заводе продукты деления и актиноиды будут отделены
и попадут в концентраты ОВУА. Примерно 227 т/год урана и 21,7 т/год плутония
возвратятся для повторного использования, причем из них 1,59 т/год плутония
может быть вложено в начальную загрузку новых быстрых реакторов или пойти
на подпитку реакторов-конвертеров. Примерно 1 %, т.е. 0,2 т/год плутония и
около 2 т/год урана, первоначального количества топлива останется в твердых и
жидких OBYA перерабатывающего и изготовляющего производств. Однако на ста­
дии переработки отходов большая часть плутония должна быть возвращена, и
только около 20 кг/год окажется в отходах высокой и средней удельной активности.
238

При повторном производстве топлива недостающее количество U должно
быть восполнено за счет обедненного урана. Недостаток количества урана опре­
деляется несколькими факторами: делением, конверсией и потерями его при пере­
работке и изготовлении нового топлива —и составляет примерно 13 т/год.
64

Активности продуктов деления для быстрого реактора с натриевым охлажде­
нием и легководного реактора примерно одинаковы. Хотя содержание продуктов
деления в топливе быстрого реактора выше, чем в топливе легководного реактора,
из-за более высоких энергонапряженностей активной зоны и выгорания топлива,
при смешении ОЯТ активной зоны и ОЯТ зоны воспроизводства общее количе­
ство продуктов деления оказывается близким к количеству продуктов деления
ОЯТ легководного реактора. Вследствие более высокого содержания плутония
активность его нуклидов в ОЯТ быстрого реактора оказывается большей. Для
сравнения полезно привести соотношение активностей альфа-излучения плутония
в открытом цикле легководного реактора, в цикле легководного реактора с повтор­
ным использованием плутония и в цикле быстрого реактора с жидкометаллическим охлаждением. Это соотношение может составлять 1 : 2 : 5, а для америция —
1 : 4 : 15. Наибольший вклад в активность альфа-излучения ОЯТ вносят нуклиды
кюрия (для тех же реакторов соотношение активностей равно 1 : 9 : 2,5). Из этого
следует, что активность альфа-излучения ОЯТ легководного реактора с повтор­
ным использованием плутония более высокая, чем для ОЯТ быстрого реактора.
Для переработки ОЯТ быстрых реакторов, как и для переработки ОЯТ легко­
водных реакторов, используют модифицированный вариант пьюрекс-процесса. В
отличие от ОТВС легководного реактора первой операцией для ОТВС быстрого
натриевого реактора является разборка ОТВС (их резка запрещена). Отрезаются
только концевые детали ОТВС, а чехол удаляется механически. Отдельные твэлы
режутся на фрагменты длиной 2,5 см. На этой стадии топливо активной зоны сме­
шивается с топливом зоны воспроизводства.
Фрагменты твэлов подают в аппарат для растворения, где топливо растворя­
ется в горячей азотной кислоте. Геометрические размеры аппарата для растворе­
ния должны быть обоснованы с учетом высокого содержания плутония в топливе,
чтобы исключить возможность образования критической массы. В растворе будут
присутствовать небольшие фракции нерастворимых частиц рутения, родия, тел­
лура, молибдена, палладия и топлива. Благородные металлы, входящие в состав
продуктов деления, такие, как рутений, родий и палладий, имеют тенденцию к
образованию сплавов с плутонием при высокой глубине выгорания топлива. Если
в этой фракции нерастворимых частиц окажется более 0,5 % всего плутония, она
должна быть растворена на стадии сепарации с помощью добавления плавиковой
кислоты. Далее, как и в случае переработки ОЯТ легководных реакторов, раство­
ренное топливо быстрого реактора подается на очистку, которая выполняется с
помощью центрифуг или фильтров. Затем в пьюрекс-процессе осуществляется противоточная экстракция топлива. При этом в отличие от топлива легководного реак­
тора время контакта растворителя и раствора топлива в азотной кислоте должно
быть меньше, чтобы ограничить радиолиз органического растворителя. В этих
целях применяются пульсационные колонны или центрифужные контакторы [16].
Последующий процесс разделения плутония и урана требует больших объемов
химического восстановителя из-за значительного содержания в топливе плутония,
что приводит к увеличению объемов растворов и росту потока отходов. При очистке
урана и плутония из-за большего содержания последнего необходимо предусмот­
реть меры, направленные на то, чтобы как можно меньшая доля плутония попала
в отходы. Процесс перевода нитрата плутония и уранил-нитрата в Pu0 2 и U 0 2
остается таким же, как и в перерабатывающей установке для ОЯТ легководного
3 — 820

65

реактора. Здесь также может быть получена смесь нитрата плутония и уранил-нитрата для совместного преобразования и осаждения в виде смеси (Pu, U)02.
Описанная выше модификация пьюрекс-процесса с включением специальных
технологических операций и уменьшением размеров всех емкостей (из-за опасе­
ния получить в них критическую массу) в конечном счете требует создания спе­
циальной установки для переработки топлива быстрого реактора.
Условия нераспространения ядерного оружия требуют модернизации действу­
ющей водно-экстракционной схемы переработки ОЯТ, чтобы обеспечить:
неразделение урана и плутония;
4

8

2

снижение степени очистки U и Pu от ПД с10 —10 до 10;
выделение америция, технеция, йода для трансмутации, а кюрия, цезия и
стронция для длительного хранения или использования [17].
Кроме того, необходимы разработка и исследование новых перспективных тех­
нологий переработки ОЯТ в целях реализации в будущем топливного цикла широ­
комасштабной ядерной энергетики, в основе которой наряду с традиционными
типами энергетических реакторов будут существовать реакторы-выжигатели и
реакторы на быстрых нейтронах (например, БРЕСТ-1200).
Неразделение урана и плутония. Неразделение урана и плутония достига­
ется, в первую очередь, исключением из технологической схемы любых операций
с органическим экстрактом, кроме совместной экстракции. Из технологической
цепочки исключаются оборудование и реагенты, используемые в традиционной
схеме для реэкстракции плутония из уран-плутониевой смеси в органическом экс­
тракте. На технологических линиях (трубопроводах) для движения органического
потока между операциями экстракции и реэкстракции должна отсутствовать
любая запорная или регулирующая арматура, позволяющая изменять скорость и
(или) направление движения потока. Из технологической схемы исключаются
любые дополнительные операции с уран-плутониевым экстрактом, кроме осажде­
ния смешанных соединений урана и плутония (гидроксидов, карбонатов) или
денитрации [17].
Селективное (предположительно) осаждение плутония из уран-плутониевого
экстракта исключается за счет соответствующих (ядерно-опасных) геометриче­
ских характеристик технологических аппаратов. При аварийном или санкциони­
рованном нарушении процесса реэкстракции (изменении состава реэкстрагирующего раствора при одновременном уменьшении его потока) произойдет
относительное обогащение реэкстракта плутонием, однако ни при каких обстоя­
тельствах это не приведет к выделению плутония в чистом виде. Возможная сте­
пень обогащения контролируется за счет геометрических характеристик прием­
ных емкостей (чрезмерное обогащение приведет к самоподдерживающейся
цепной реакции с тепловым взрывом и разрушением оборудования).
Кроме того, оставшийся в органическом потоке (неэкстрагированный) уран
при взаимодействии с карбонатно-щелочными реагентами на стадии регенерации
экстрагента образует осадки, что приводит к полной остановке процесса. Если
подача регенерирующих растворов будет отключена (аварийно или санкциониро­
вание) и на операцию экстракции будет подан урансодержащий поток экстрагента,
то произойдет сброс плутония с ураном в высокоактивный рафинат (ВАР), что
практически возвращает плутоний в состояние, соответствующее исходному
после растворения ОЯТ.
66

В рассматриваемой аппаратурно-технологической схеме возможен единствен­
ный вариант отделения плутония от урана — обработка исходного раствора (пита­
ющего потока) сильным восстановителем. В этом случае неэкстрагируемый плу­
тоний (3 +) перейдет в ВАР совместно с Np, Am, Cm и ПД. Условия, при которых
плутоний не может быть выделен из потока жидких высокоактивных отходов,
будут рассмотрены ниже.
Переработка высокоактивного рафината. Переработка ВАР может осущест­
вляться по трем принципиальным схемам:
иммобилизация неразделенной смеси актиноидов, ПД и продуктов коррозии (ПК)
в устойчивые матрицы (промежуточные операции: выпаривание и кальцинация);
фракционирование компонентов ВАР по радиационно-физическим характерис­
тикам (периоду полураспада и остаточному энерговыделению) для раздельной
иммобилизации и контролируемого хранения (захоронения);
трансмутационный цикл для актиноидов и долгоживущих ПД с расширенным
блоком фракционирования для рециклируемых нуклидов.
В первой схеме попавший в отходы плутоний оказывается в иммобилизированном состоянии (стекло, минералоподобные материалы) и дополнительно защища­
ется высокой активностью матрицы. Во второй и третьей схемах, в принципе, воз­
можно его выделение из потока ВАР.
Техническим решением, препятствующим выделению плутония, является, как
и в основном экстракционном цикле, умышленное исключение из процесса пере­
работки ВАР основных защитных мер по ядерной безопасности: контроля безо­
пасного состава (method of safe solution) и геометрических характеристик обору­
дования (method of safe batches), т.е. попытка выделения плутония станет
саморазрушительной. Таким образом, комплекс технологических и технических
защитных мер по неразделению урана и плутония исключает выделение плутония
при несанкционированных нарушениях регламента и санкционированное его
выделение за счет самоликвидации технологического процесса.
Возможны и дополнительные технические и технологические мероприятия
(верифицированные дозирующие устройства с гарантированно неизменным соот­
ношением потоков в экстракционном цикле и других операциях, приборный кон­
троль с независимым выходом сигнала в систему контроля МАГАТЭ и др.) [17].
Технология фракционирования достаточно хорошо развита и позволяет выде­
лить следующие группы нуклидов:
техногенные благородные металлы (Ru, Rh, Pd);
средне- и долгоживущие ПД (Cs, Sr, Sb, Те, I и др.);
редкоземельные элементы (РЗЭ), очищенные от трехвалентных актиноидов;
актиноиды — фракция, в которой может содержаться до 5 % (по массе) РЗЭ.
Остаток урана и плутония, имеющийся в ВАР, целесообразно направить в
поток актиноидов с последующей трансмутационной добавкой к регенерирован­
ному уран-плутониевому топливу [17].
Экстракционное оборудование. Уменьшение времени выдержки ОЯТ до 1,0—
1,5 года вместо принятых 3 лет повышает активность поступающего на регенера­
цию материала и приводит к увеличению радиационной нагрузки на органиче­
ский экстрагент и более быстрому его разложению. Для снижения данного эффекта
целесообразно в качестве экстракторов вместо заводских смесителей-отстойников
или пульсационных колонн использовать компактные центробежные экстракторы,
резко снижающие время контакта раствора ОЯТ с экстрагентом. Такие экстрак3*

67

торы, прошедшие испытания в заводских горячих камерах, особенно уместны при
низкой производительности и небольшом числе ступеней всего экстракционного
блока.
Технологическая схема. На рис. 3.24 в сокращенном варианте приводится
модернизированная технологическая схема водно-экстракционной регенерации
ОЯТ без разделения урана и плутония.
Твердые отходы-2 отделяются от раствора при фильтровании и при выгорании
ОЯТ около 10 % могут содержать в сумме до 90 % рутения, родия и палладия от
их выхода при делении. В приведенной схеме нептуний остается в ВАР (очищен­
ном от урана и плутония водном растворе-2) вместе с америцием, кюрием, ПД и
свинцом.
При переработке ОЯТ быстрых реакторов (смешанного уран-плутониевого топ­
лива) не требуется глубокой очистки делящихся материалов, и проблема регенера­
ции топлива может быть решена с помощью компактных пирохимических мето­
дов (даже на приреакторной установке). Данная технология регенерации [17]
Водный раствор
HNO,

ОЯТ, Pu, MA, ПД
нержавеющая сталь, РЬ

Твердые отходы-1:
нержавеющая сталь TBC
и твэлов (-99%)

Резка TBC,
растворение ОЯТ

Твердые отходы-2:
мелкие частицы
нержавеющей стали
и сплавов ПД
(Mo-Ru-Rh-Pd)
Н

Водный раствор-1:
U, Pu, MA, ПД,
Pb, HNO

Газообразные отходы
(-140 л/кг):
оксиды азота,
Кг,Хе(-100%),
I (-90%)
Очистка газов
от радиоаэрозолей,
операции выделения
Кг, Хе и отдельно
127Ти129,

Йод (до 90%)

Экстрагент
Экстракция

Водный раствор-2
(ВАР):
ПД(~99,9%),
Np (-99%),
Am, Cm (-100%),
Pb

Реэкстрагирующий
раствор U и Pu

Реэкстракция

Органический раствор
(экстракт)
ииРи,ПД(~0,1%)
Очищенный
водный раствор-3
(реэкстракт):
U и Pu (-99,95%),
ПД(~0,1%)

Экстрагент U*

Операции
фракционирования
Np, Cm, Am, Cs, Sr, Tc

Операции совместного
осаждения и получения
смешанных
оксидов и нитридов
UHPU

РИС. 3.24. Упрощенная технологическая схема основных операций водного метода регенерации ОЯТ
без разделения урана и плутония [17]

68

может быть выполнена в солевых фторидных расплавах и основана на следующей
трансформации компонентов топлива:
М

М
Л/F/

моху~

^мох/2

с использованием реакций окисления-восстановления и фторкислородного
обмена. В качестве среды для проведения этих реакций и фракционного разделе­
ния компонентов топлива предлагается эвтектическая смесь фторидов лития и
натрия при массовом соотношении LiF : NaF = 1 : 1,1, температуре плавления
650 °С, плотности при 1000 К около 2 г/см , растворимости UF4 в эвтектике при
650 °С, составляющей примерно 83 % (по массе). Предлагаемая технология пере­
работки включает в себя трансформацию ОЯТ в состояние солевого расплава типа
LiF—NaF—UF4(PuF3) с использованием метода гидрофторирования. При этом
выделяются и компактируются газообразные продукты деления. Металлы элект­
рохимически более благородные, чем уран и плутоний, выделяются в металличе­
скую фазу и отделяются от солевого расплава. Затем из солевого расплава выделя­
ются уран и плутоний в виде сплава путем металлотермического восстановления:
UF4, PuF3 + М-> U, Pu + MFX,
где М — щелочной или щелочно-земельный металл (например, натрий, кальций).
При этом происходит отделение урана и плутония от химически более активных
продуктов деления — Cs, Sr, редкоземельных элементов, которые остаются рас­
творенными в солевом расплаве. Нептуний в данных условиях с большей вероят­
ностью будет сопутствовать фракциям урана и плутония, в то время как америций и
кюрий будут распределены между фракциями актиноидов и солевого расплава [17].
Из остаточного расплава выделяются фториды лития и натрия вакуумной воз­
гонкой для возврата в технологический цикл. Стронций и РЗЭ трансформируются
в оксиды методом пирогидролиза с последующим переводом их в состояние
минералоподобных или стеклообразных материалов для хранения или захороне­
ния. При необходимости цезий и стронций могут быть выделены для использова­
ния в качестве дополнительных источников тепла.
Возможная принципиальная схема переработки ОЯТ с применением расплав­
ленных фторидных солей представлена на рис. 3.25. Подпитка регенерируемого
топлива ураном (около 10 %) может быть осуществлена на любом узле техноло­
гической схемы. Предлагаемая схема обеспечит регенерацию топлива с коэффи­
циентом очистки от ПД равным 100—1000 при минимальной потере плутония (не
более 1 г на 1 т топлива). Расход фторидов лития и натрия с учетом рециклирова­
ния составит менее 0,1 т на 1 т топлива.
Несанкционированное извлечение концентрированного плутония из солевых
расплавов практически невозможно, так как из-за близости значений потенциалов
урана и плутония при окислительно-восстановительных процессах они выделя­
ются совместно в соотношении, примерно равном их массовому соотношению в
топливе.
69

N 2 H 2 , Kr,Xe, I 2 /

Фрагменты оболочек

Разборка TBC
(резка твэлов)

LiF-NaF

1
Промывка,
отделение соли,
переплавка (1000 °С)

Таблетки топлива
(фрагменты твэлов)

Н
Газооб­
разные

Слиток стали
на захоронение

Окисление: Л/N—-Л/О(300-500 °С)

мо2
HF+H

Порошок

LiF-NaF
(U, Ри<1%)

Т
Фторирование:
MO 2 -A/F ;c (800 o C),
фильтрация

Nb, Mo, Тс, Re, Ru, Rh, Pd

Промывка фильтрацией
(1000 °С)

Ca(U)

Аргон,
ZrF 4 -Zr (FeNi) (800 °C)!
фильтрация

На хранение

T
Ca

LiF-NaF-MF

UF 4 , PuF 3 -U, Pu(Np, Am)
плавка (1150 °C), слив
.
в холодный тигель

Окисление Cs
1 LiF-NaF, РЗЭ
Sr, Ba, Cm
\

V
U, Pu, Np, Am на
рефабрикацию

L

LiF-NaF

Подготовка
остекловыванию
Стекло
на захоронение

Рис. 3.25. Схема переработки смешанного уран-плутониевого топлива с применением
солевых фторидных расплавов [17]

Для осуществления операций осаждения примесей благородных металлов и
оксидов на последней стадии технологической схемы в качестве конструкцион­
ных материалов могут быть использованы никель и сплавы на его основе. По
результатам коррозионных испытаний эти материалы относятся к категории
весьма стойких.
Отметим, что данная технологическая схема проверена лишь в лабораторном
масштабе.
Газофазное низкотемпературное фторирование с последующим разделением
летучих фторидов может явиться перспективным методом переработки ОЯТ (в отли­
чие от сложного и ненадежного процесса высокотемпературного фторирования).
70

Задача низкотемпературного фторирования — достаточное (но не полное)
выделение из ОЯТ продуктов деления из неразделяемой смеси урана и плутония,
что позволяет газофазной технологии стать простой, надежной и конкурентоспо­
собной. Летучие фториды урана и плутония достаточно легко могут быть отде­
лены от других летучих и нелетучих фторидов в компактной герметичной аппара­
туре. Эта технология после отработки всех ее этапов может оказаться не менее
приемлемой, чем водно-экстракционная. Она во много раз снижает объемы радио­
активных отходов и вероятность аварий.
Наиболее летучи, как правило, высшие фториды элементов. Для урана, плуто­
ния и многих других элементов высшими являются гексафториды. Гексафториды
урана и плутония имеют почти одинаковую упругость пара в широком диапазоне
температур. Гексафторид урана весьма устойчив, разлагается (обратимо) лишь
при температуре выше 1000 °С, отдает фтор далеко не всякому веществу, прохо­
дит без потерь даже 1000 раз подряд через пористые никелевые и керамические
фильтры, транспортируется по коммуникациям на любые расстояния. Гексафто­
рид плутония — соединение малоустойчивое, легко отдающее молекулу фтора
многим достаточно инертным поверхностям, неустойчивое при нагреве уже до
200—300 °С и при облучении. Теряя молекулу фтора, PuF6 превращается в устой­
чивый тетрафторид PuF4, оседающий на поверхности аппаратуры и коммуника­
ций и в порах фильтров. Осевший на поверхности тетрафторид плутония можно
вновь перевести в гексафторид под воздействием атомарного фтора, полученного
с помощью электрического разряда или потока электронов от ускорителя, или
сильнейшего фторокислителя — дифторида криптона. Гексафторид плутония
образуется также при высокой температуре и избытке фтора, одновременно разру­
шаясь с появлением PuF4 и F 2 [18].
Примерно половина осколочных элементов образует нелетучие фториды, кото­
рые при фторировании смеси останутся в том же контейнере, в котором происхо­
дило фторирование. Значительную по массе группу составляют элементы (в том
числе азот, входящий в состав топлива), которые генерируют гораздо более лету­
чие фториды, чем топливные, или сами являются более летучими. Эти фториды
или элементы легко отделяются от топливных, проходя без конденсации через
ловушку, в которой конденсируется топливная компонента, и конденсируясь в сле­
дующей ловушке. Наконец, имеется несколько менее летучих фторидов, чем топ­
ливные, отделение которых представляет более значительные трудности. Основ­
ные топливные компоненты смеси (уран и плутоний) образуют не разделяемую
возгонкой группу среднелетучих фторидов, к которой примыкает и нептуний, а
америций и кюрий составляют нелетучие фториды и остаются в группе нелетучих
фторидов продуктов деления.
Концептуальную схему процесса можно представить следующим образом:
после измельчения нитридное топливо загружается в радиационно-химический
реактор основного модуля фторирования и разделения летучих фракций, в кото­
ром происходит разделение смеси на четыре фракции: летучих топливных фтори­
дов; более летучих осколочных фторидов и трифторида азота; труднолетучих
осколочных фторидов и нелетучих фторидов. Последняя фракция содержит кроме
фторидов осколочных элементов нелетучие тетрафториды америция и кюрия.
Каждая из фракций поступает на дальнейшие операции переработки.
71

В модуле радиационного фторирования атомарный фтор может генерироваться
пучком электронов с энергией 5—8 МэВ, вводимым через тонкую мембрану.
К радиационно-химическому реактору присоединена короткая петля термоконвек­
ции, содержащая две последовательно включенные охлаждаемые ловушки для
продуктов фторирования. В контур, образованный реактором и петлей с ловуш­
ками, подается фтор под давлением, оптимальным для поглощения энергии элек­
тронного пучка и образования максимального количества атомарного фтора. Элек­
тронный пучок генерирует атомарный фтор и за счет нагрева общей массы фтора
вызывает его конвекцию через крупку топлива и контур с ловушками. Попадая в
зону крупки топлива, атомарный фтор интенсивно фторирует все компоненты
крупки, и общий поток фтора выносит летучие фториды в контур с ловушками,
где они конденсируются.
Умеренно летучие топливные фториды конденсируются в первой ловушке,
охлаждаемой до -50 °С. Вместе с ними заведомо конденсируются менее летучий
гексафторид рутения и какая-то часть ненамного более летучего гексафторида
молибдена. Все остальные летучие фториды не конденсируются при -50 °С и про­
ходят сквозь первую ловушку, конденсируясь во второй при температуре жидкого
азота. В этой ловушке кроме фторидов продуктов деления конденсируется и боль­
шое количество трифторида азота, отнятого фтором у топлива. По мере исчерпа­
ния фтора он добавляется в систему, а при наполнении ловушек они отсекаются
затворами и их содержимое передается в другие емкости с одновременной допол­
нительной очисткой и даже вторичным фракционированием.
Собранные в отдельную емкость гексафториды урана и плутония обрабаты­
вают полученным из выделенного NF3 аммиаком NH3 с образованием комп­
лексов UF5NH4 и PuF4NH4, которые затем доводятся до формы нитридов удале­
нием фтора и водорода.
Контроль за процессами фторирования и вторичной конденсации предлагается
вести в режиме реального времени с использованием ядерного магнитного резо­
нанса.
Рассматриваемая концепция в целом предусматривает максимальную защиту
от хищения плутония на всех этапах ядерного цикла. В данном случае наиболь­
ший соблазн хищения связан с наличием в цикле переработки емкости со смесью
гексафторидов урана и плутония, уже очищенных от продуктов деления. Для пре­
дотвращения хищений модули фторирования и дефторирования — нитрирования
топлива предлагается конструктивно объединить так, чтобы извлечение емкости с
фторидами топлива или вторичная конденсация ее содержимого во внешнюю
емкость были бы невозможны конструктивно в обвод модуля дефторирования —
нитрирования, и только после завершения процесса нитрирования готовый неле­
тучий продукт — смешанный мононитрид урана и плутония мог быть извлечен из
установки для рефабрикации топливных таблеток и твэлов.
Еще один способ отделения плутония, но внутри установки, может состоять в
перегреве участков конвективной петли в целях термического разложения гекса­
фторида плутония в этой зоне. Перегрев оборудования легко предотвратить, раз­
местив рядом с нагревателями легкоплавкие сплавы, выводящие из строя аппара­
туру для электроподогрева при превышении заданной температуры. В целом
решение данной задачи представляется возможным из-за компактности и принци­
пиальной герметичности оборудования.
72

Электрохимическая регенерация отработавшего смешанного мононитридного топлива в расплавленных солях имеет в своей основе следующие факторы.
1. Облученное мононитридное топливо состоит из электропроводных нитри­
дов, энергия образования которых меньше энергии образования их галоидных
солей. Это должно облегчить анодное растворение нитридов.
2. Электрохимическая регенерация в расплавах отличается компактностью
аппаратурного оформления и возможностью многократного использования элект­
ролита после периодической очистки его от ПД. Отходы получают в твердом
виде.
3. Существует трудность разделения U, Ри и минорных актиноидов (Np, Am,
Cm) из-за близких значений потенциалов выделения.
4. Обеспечивается ядерная, радиационная, пожаро- и взрывобезопасность.
5. Отсутствует необходимость в длительной выдержке облученного топлива.
Сокращается количество топлива, находящегося в обороте.
6. Возможно фракционное выделение элементов ПД с близкими значениями
потенциалов.
7. В качестве конечного продукта регенерации предполагается получать сплав
урана, плутония, минорных актиноидов (МА) и частично редкоземельных метал­
лов (РЗМ), представляющий собой удобный исходный материал для низкотемпе­
ратурного (до 600 °С) процесса синтеза нитридов. Процесс электрохимической
регенерации может проводиться в электролизерах с твердым или жидким катодом.
В качестве электролита используется экспериментально выбранная эквимолярная смесь хлоридов калия и лития с 9—10 % UC13. Для исключения специальной
операции производства UC13 введение его в электролит осуществляется до начала
рафинирования путем анодного растворения металлического урана. Газовая среда
над электролитом — аргон. Электролиз ведется при температуре 600—650 °С.
Общая технологическая схема электрохимической регенерации приведена на
рис. 3.26. Отработавшее смешанное мононитридное топливо после снятия обо­
лочки загружается в перфорированный графитовый тигель или молибденовую
металлическую корзину, служащие анодом.
Анодное разложение (растворение) нитридного топлива проводится при темпе­
ратуре 550—650 °С. Анодное растворение облученного топлива проходит полно­
стью. В поданодное пространство будут выпадать в виде шлама благородные
металлы (около 99,9 %), молибден (около 98 %), технеций (около 95 %) и цирко­
ний (около 98 %). Редкоземельные металлы, Sr, Cs, I и другие продукты деления
перейдут в электролит. На стадии растворения топлива U, Ри и МА переходят в
электролит практически полностью.
Катодный процесс выделения урана, плутония из электролита ведется при тем­
пературе 550—650 °С. Имеются два варианта выделения U, Ри и МА: на твердом
и жидком катодах. С технологической точки зрения наиболее целесообразно выде­
лять эти металлы на твердом катоде. При использовании жидкого катода требу­
ется в последующем его возгонка. Вместе с тем применение жидкого катода поз­
воляет получать U, Ри, МА в более компактной форме. В процессе
электрохимического рафинирования одновременно с U, Ри и МА на катоде также
выделяются и РЗМ (5—10 % образовавшегося количества). Общее количество
извлеченных из отработавшего топлива и выделенных на катоде U и Ри должно
составлять 99,9—99,95 % количества, поступившего на переработку.
73

i—

Обедненный U

TBC после облучения

Электролит,
КС1, LiCl,
UC13, PuCl4

±

1. Снятие чехла

±

I

Отходы
на хранение

2. Рубка, резка твэлов

\
3. Отделение топлива от оболочки.
Сортировка материалов

I

Нержавеющая сталь

Облученное топливо
4. Электролиз в расплавленных
солях, 550—650 °С

Катодный осадок

Г5. Электрохимическая очисткаI
солей электролита

6. Плавка катодного
осадка и слив солей

Соли

L
7. Получение сплава с корректировкой состава

р**|

\
8. Получение слитков

9. Контроль состава

I—+4

Брак

10. Механическая
резка слитков

Изготовление мононитридного
топлива из сплава
U - Ри или (U,Pu)0 2

Брак

W

Отходы

Рис. 3.26. Технологическая схема электрохимической регенерации смешанного мононитридного
топлива в расплавах [17]

В результате электрохимической регенерации на катоде выделяются U, Ри,
основное количество МА и 2—10 % редкоземельных ПД. Образовавшийся катод­
ный осадок, содержащий U, Ри, МА, РЗМ и 25—35 % электролита, направляется
на разделительную плавку. Полученный металлический сплав U-Pu-MA-P3M
после корректировки состава (добавляется
U в количестве, примерно соответ­
ствующем выгоревшему Ри) направляется на повторное низкотемпературное изго­
товление нитридного топлива. Отделенный при плавке электролит возвращается в
электролизер.
Ввиду различных потенциалов выделения представляется возможным осуще­
ствить электрохимическую очистку электролита, последовательно фракционно
выделяя на катоде РЗМ, Sr и Cs. Электролит многократно используется для реге­
нерации топлива. После накопления 10—15 % ПД электролит направляется на
очистку и корректировку состава.
74

Выделенные продукты деления в виде металлов, оксидов, хлоридов в твердой
фазе компактируются и направляются на захоронение или длительное контроли­
руемое хранение. В твердых отходах электрохимической регенерации смешанного
мононитридного топлива должно содержаться менее 0,01 % Ри и менее 0,05 % U.
Самозащищенность технологического процесса обусловлена тем обстоятель­
ством, что при малом отношении плутония к урану (например, 1:5,7) в отработав­
шем мононитридном топливе практически невозможно выделить на катоде один
плутоний при любых режимах электролиза и конструкции электролизеров. Потен­
циалы выделения U и Ри в индивидуальных солях хлоридов при 1000 К равны
соответственно 2,34 и 2,52 В. Малая разница в потенциалах указывает на совмест­
ное выделение на катоде U и Ри. Кроме того, в процессе электрохимической реге­
нерации на катоде выделяются U, Ри, МА и частично РЗМ. Получаемый сплав U и
Ри близок по изотопному составу к исходному и исключает необходимость введе­
ния в процессе рефабрикации топлива чистого плутония. К тому же совместное
выделение U, Ри, МА и частично РЗМ, обладающих мощным радиационным излу­
чением, повышает самозащищенность процесса.
Металлургические способы рафинирования отработавшего топлива
состоят в диспергировании ПД в жидкий галлий. При этом нитридная форма
урана, плутония и МА не изменяется.
Выгруженные из реактора (например, БРЕСТ-1200) топливные сборки выдер­
живаются в течение 3 мес в хранилище и поштучно через шлюз загружаются в
герметичную «горячую» камеру Б-1 (рис. 3.27), где поддерживается низкий
вакуум. В «горячей» камере осуществляются следующие операции.
1. Разделка ТВС (обрезка пробок, извлечение топливных таблеток), загрузка
топлива в охлаждаемую накопительную емкость и выгрузка стальных деталей
ТВС в отделение переплава в целях получения литых корпусов капсул для захо­
ронения РАО.
2. Топливные таблетки порционно подвергаются помолу в механической мель­
нице с получением продукта крупностью 0,1—0,5 мм, который смывается жидким
Ga (40—50 °С) в смеситель (50 л) из вольфрама.
3. В смесителе, снабженном перемешивателем, в течение 4—6 ч осуществля­
ется диспергирование нитридов в жидком галлии, причем масса Ga в 2 раза пре­
вышает массу топлива, а конечная температура композиции за счет саморазогрева
достигает 1000—1400 °С. Выделяющиеся при нагреве Кг, Хе удаляются через
вакуумопровод в накопитель, a Cs, Rb, I, Те поглощаются сменными пористыми
конденсаторами, которые поочередно перемещаются через шлюз во вспомогатель­
ную камеру фракционной экстракции.
Длительное реверсное перемешивание приводит к образованию суспензии час­
тиц (1—3 мкм) нитридов (диспергированная фаза) в среде Ga. Измельчение топ­
ливных таблеток помимо механических воздействий происходит за счет разруше­
ния (травления) границ зерен галлием, который отличается уникальной
способностью к диспергированию (существенно, что атомы Ga способны внед­
ряться в решетку нитридов, что приводит к диспергированию агрегаций). В про­
цессе диспергирования топлива происходит растворение в галлии продуктов деле­
ния, выходящих в результате диффузии на поверхность микрочастиц, причем
согласно оценкам топливо очищается до заданного уровня 1 % по сумме всех ПД,
75

ВЫДЕРЖКАТВС, Змее

Шлюз
Б-1 (/7 = 0,01 МПа)
Лазер

РАЗДЕЛКА ТВС

Переплав,
литье

*- Сталь

Таблетки ОЯТ, 175 кг

I

Охлаждаемая накопительная емкость, 30 л
Жидкий Ga

} - * - Кг, Хе

i
Порционный помол ОЯТ (0—500 мкм), 200 °С

±

ДИСПЕРГИРОВАНИЕ НИТРИДОВ
В ЖИДКОМ Ga (саморазогрев до 1400 °С)

Конденсация
возгонов

I

Суспензия (Un-PuN, Ga+ПД), 1400 °С

X

Ga -+

СЕДИМЕНТАЦИЯ, 700 °С
ОХЛАЖДЕНИЕ, 400 °С
(Ga+ПД) |Pb-(UN-PuN)J

Регенерат
РЬ
"

X

Слив суспензии |Pb-(Un-PuN)], 400 °С
Высокотемпературная центрифуга (р = 0,08МПа)
Порционная заливка суспензии
в тигли, заполненные Ga (50 °С)

. Ga
(чистый)

Акустическая обработка (перемешивание)

X

-Ga.

ЦЕНТРИФУГИРОВАНИЕ (1500& / = 400+500 °С).
Охлаждение до 200 °С

х

Разрезка слитков Pb-(UN-PuN)

РЬ —J

Спеченные прутки рафинированных нитридов U и Ри
(пористый полупродукт для фабрикации штатного топлива
Б-2(р = 0,01 МПа)
СМЕШЕНИЕ РАСПЛАВА (Ga+ПД) с NaOH
(раствор галлата натрия)
Чистый Ga

ЭЛЕКТРОЛИЗ раствора галлата натрия (30 °С)

X

РЕГЕНЕРАЦИЯ ГРАФИТОВОГО АНОДА
Фракционная сублимация (2500 °С) примесей раствора
(Zr, Mo, Тс, Ru, Rh, Pd, La, Се, Pr, Nd, Pm, Sm, Am, Cm)
- • Иммобилизация ПД в керамику и капсулирование —•Хранилище РАО
Рис. 3.27. Возможный вариант технологической схемы металлургического
рафинирования ОЯТ реактора БРЕСТ-1200 |17]

76

за исключением Zr, Mo, Тс, Ru (остаток в нитриде 0,76; 0,69; 0,18; 0,61 % соот­
ветственно).
4. Из смесителя порция образовавшейся суспензии сливается в отстойник,
содержащий расплав свинца, в котором компоненты разделяются в соответствии с
их плотностью, причем тяжелые нитриды (р = 14,3 г/см3) опускаются на дно
емкости, заполненной РЬ (р = 11,0 г/см ). Охлаждение расплавов до затвердевания
свинца (300 °С) позволяет полностью удалить верхний слой жидкого галлия (р =
= 5,9 г/см ), а затем осуществить повторный нагрев РЬ до 400 °С и разлить ком­
позицию свинец-нитриды (КСН) по шести тиглям специальной центрифуги (ЦФ),
смонтированной в сопредельной камере.
5. Тигли ЦФ размещены по оси резисторных печей-кювет и предварительно
заполнены Ga, масса которого в 1,5—2,0 раза превышает массу заливаемой ком­
позиции. Операция центрифугирования осуществляется с постепенным разогре­
вом печей при давлении азота около 0,08 МПа (что исключает разложение нитри­
дов). Центробежные силы [(500-K2000)g] вызывают сепарацию и уплотнение
твердых частиц при температуре 1500—1600 °С. Продуктами центрифугирования
являются прутки (длиной 12—20 мм) рафинированных нитридов U и Ри, свинец и
жидкий Ga, который после прекращения процесса сливается в накопительную
емкость.
6. Регенерация жидкого Ga происходит последовательно в герметичных каме­
рах, причем в первой камере расплав галлия, содержащий ПД, взаимодействует с
раствором NaOH (100 °С) с образованием галлата натрия, который перекачивается
в камеру электролиза. В процессе электролиза (30 °С) с использованием порис­
того графитового анода на дне скапливается жидкий Ga примерно 99,99 %-ной
концентрации, а примеси ПД концентрируются в порах графита.
Регенерация анода достигается нагревом графита до температуры 2200—
2500 °С, что позволяет фракционно экстрагировать из него ПД, иммобилизуя пос­
ледние в керамические матрицы специальных капсул.
7. Извлеченные из центрифуги спеченные (пористые) прутки нитридов U и Ри
после отделения свинца используются в качестве полуфабриката при изготовле­
нии таблетированного топлива.
На всех стадиях процесса существенного изменения соотношения уран: плуто­
ний не происходит [17]. Предлагаемый процесс самозащищен от возможного
выделения плутония, так как, во-первых, термолиз нитридов в целях получения
сплава U-Pu требует разогрева системы до 1500—1600 °С, и, следовательно, эле­
менты системы необходимо изготавливать из материалов с температурой плавле­
ния ниже 1500 °С, во-вторых, экстракция Ри из сплава U-Pu возможна только при
введении в расплав Ag или Mg в присутствии золота, причем введение магния при
наличии в камере вакуума не имеет смысла из-за его неизбежной сублимации.
В качестве возможного сценария нештатных ситуаций можно рассматривать
прекращение охлаждения раздаточной емкости, что приведет в течение 20—30 ч к
саморазогреву топлива и термолизу при температуре 1500 °С нитридов с получе­
нием расплава, содержащего 80 % U, 10 % Ри и 10 % ПД. Расплавление массивного
стального корпуса емкости и образование саморазогревающегося конгломерата на
основе железа исключают использование этого материала для производства ору­
жейного Ри.
77

Аналогичным является сценарий использования механической мельницы. В
агрегат для смешения жидкого галлия с размельченным ОЯТ может подаваться
только галлий при температуре 50—80 °С. Другие расплавы затвердеют в необогреваемых трубопроводах малого сечения (диаметром 30 мм). Возможность подачи
в смеситель химических реагентов (растворов) по галлиевому трубопроводу
также маловероятна. Прекращение подачи галлия в смеситель и отключение сис­
темы охлаждения приведут к образованию жидкого сплава урана с плутонием в
тигле. Для исключения подобной нежелательной ситуации предлагается выпол­
нить тигель из медного сплава (температура плавления около 900 °С) с покрытием
его внутренней поверхности тонким (0,1—0,2 мм) слоем вольфрама или оксидов,
устойчивых в жидком галлии, и разместить тигель в среде аккумулятора фазового
перехода (АФП), т.е. в среде с высокой теплотой плавления (сплав Al-Si-Cu и др.).
При наличии расчетного количества АФП в штатной ситуации исключается пере­
грев тигля до полного расплавления аккумулирующего тело сплава, а при наруше­
нии технологического регламента происходит расплавление и разрушение тигля,
т.е. попытка использования установленного в камере Б-1 оборудования может
быть только одноразовой, вызывающей прекращение процесса [17].
Увеличение мощности печи седиментатора приведет к расплавлению резисторных нагревателей и прекращению нагрева. Отключение системы охлаждения и
прекращение откачки жидкого галлия вызовут саморазогрев смеси расплавов, тер­
молиз нитридов и образование композиции Ga-U-Pu-Pb или композиции Ga-U-PuPb-Ag (при введении в седиментатор серебра в целях экстракции плутония),
однако изготовление тигля седиментатора из сплавов с температурой плавления
900—1000 °С определяет возможность лишь одноразовой попытки нарушения
штатного технологического регламента, тем более что образующийся сплав заве­
домо обеднен плутонием из-за попадания в него материала тигля.
Длительная выдержка расплава, содержащего свинец и диспергированные в
расплаве мелкие частицы нитридов ОЯТ, в тиглях центрифуги может привести к
саморазогреву композиции до 1700—1800 °С (температура испарения РЬ), испаре­
нию свинца, разложению нитридов и образованию сплава с 10 % Ри, причем кон­
струкция центрифуги позволяет ввести добавки серебра. Исключение развития
данного негативного сценария достигается изготовлением тиглей из материалов с
температурой плавления менее 1600 °С, так как при более низкой температуре
свинец не испаряется, добавленный более легкий жидкий Ag (р = 10,1 г/см ) рас­
полагается над расплавом РЬ и не перемешивается со сплавом U + 10 % Ри, а при
более высокой температуре тигли разрушаются, т.е. и в этом случае попытки
использования оборудования для осуществления нештатного технологического
регламента могут быть только одноразовыми.
Отжиговая технология в процессе переработки нитридного топлива может
быть использована на первом этапе регенерации этого топлива [17]. Процесс
отжига включает в себя:
дробление топлива до гранул малого размера;
отжиг топливных гранул в инертной азотсодержащей атмосфере;
сбор и удаление вышедших из топлива продуктов деления.
Дробление топлива до малых размеров необходимо для уменьшения времени
диффузионных процессов выхода ПД из гранул во время нагрева.
78

Основное достоинство отжига состоит в том, что топливо остается в твердом
состоянии, не допускается разделения U и Ри, а также при достаточно простой
технологии можно удалить практически полностью (не менее 90 % каждого из
перечисляемых продуктов деления) летучие ПД — I, Кг, Хе, Rb, Cs, Sr, Ва, Sm,
Eu, Ag, Cd, In, Sn, Sb, Те. При этом упрощается вся технологическая цепочка
переработки. Теоретически отжиг нитридного топлива позволяет удалить не
только традиционные летучие продукты деления Хе, Cs, I, Те, Ag и другие, но и
дополнительно Sr, Ва, Sm, Eu.
Облученное топливо содержит частицы металлических включений, состоящих
из благородных и полублагородных металлов и интерметаллидов, размерами
о

до 100 А. При отжиге возможен вынос этих включений на границы зерен. Отжиг
может быть использован как начальная операция технологической цепочки при
подготовке топлива к последующим операциям переработки.
Рассмотренные выше возможные трансформации промышленно освоенных и
лабораторно разрабатываемых технологий переработки ОЯТ необходимы для
решения двух задач:
удовлетворения требований нераспространения ядерного оружия, т.е. исключе­
ния на всех стадиях производства возможности разделения урана и плутония,
физической защиты топлива от хищений;
создания условий для радиационно-эквивалентного захоронения РАО, т.е.
выделения урана, минорных актиноидов и плутония для их возвращения в топ­
ливный цикл, выделения стронция и цезия для утилизации, а долгоживущих ПД
для возврата в реактор (в целях трансмутации).
Очевидно, что основным требованием при выборе перспективной технологии
переработки ОЯТ является ее эффективность при условии осуществления перера­
ботки непосредственно на промплощадке АЭС, что исключит необходимость как
дальней транспортировки ОЯТ, так и использования внешних хранилищ ОЯТ.
В итоге можно констатировать:
1) водный экстракционный метод регенерации в настоящее время является
единственным практически используемым в странах с развитой ядерной техноло­
гией. Этот метод обладает и рядом недостатков:
большой объем установок переработки, что обусловлено низкой допустимой
концентрацией топлива в технологических растворах;
большой объем низкоактивных ЖРО;
требование значительного времени выдержки ОЯТ в целях снижения радиаци­
онных нагрузок на органические реагенты для уменьшения их разложения; боль­
шой расход этих реагентов.
Все это диктует необходимость дальнейшего уточнения технологической
схемы, состава и количества оборудования, а также исследования экономической
эффективности размещения данного производства на промплощадке АЭС;
2) технологии переработки топлива на основе химических свойств расплавов
фторидных солей, газофторидная и электрохимическая в расплавах солей позво­
лят примерно на порядок снизить количество оборудования и значительно сокра­
тить объем низкоактивных ЖРО по сравнению с водной технологией. Указанные
технологии подтверждены при лабораторных испытаниях, но не освоены в про­
мышленности и требуют теоретического и экспериментального обоснования их
промышленного применения. Кроме того, при использовании этих технологий на
79

различных стадиях процесса возможно некоторое повышение относительного
содержания плутония в перерабатываемом топливе, что нежелательно в отноше­
нии как нераспространения ядерных материалов, пригодных для ядерного ору­
жия, так и ядерной безопасности. Эти аспекты технологий требуют дальнейших
исследований [17];
3) концепция металлургического рафинирования ОЯТ требует обоснования
элементов технологии, а следовательно, большого объема аналитических и экспе­
риментальных исследований. Основной трудностью в реализации данной техно­
логии будет выбор конструкционных материалов для работы в агрессивной среде
жидкого галлия и при высокой (до 1000—1500 °С) температуре;
4) для технологии рафинирования топлива отжигом рассмотрены лишь теоре­
тические обоснования процесса, в основе которых лежат пока экспериментально
не подтвержденные значения коэффициентов диффузии нуклидов в топливной
матрице. Для обоснования технологии требуется большой объем эксперименталь­
ной и аналитической работы. Привлекательная сторона технологии — простота
(измельчение топливной матрицы, нагрев и выдержка некоторое время для выхода
нуклидов из зерен в газовую среду). Даже если оптимистические прогнозы не
подтвердятся, эта технология может стать начальным этапом рафинирования топ­
лива для других базовых технологий. Основной трудностью в ее реализации будет
выбор конструкционных материалов для работы при высокой (до 2000 °С) темпе­
ратуре.
Представленные технологии показывают, что топливный цикл широкомасш­
табной ядерной энергетики в принципе может быть реализован [17].
В заключение следует отметить, что при пуске первых реакторов РБМК счита­
лось: их отработавшее ядерное топливо в отличие от топлива реакторов ВВЭР не
подлежит переработке и после выдержки в ХОЯТ должно быть захоронено (поэ­
тому радиохимический завод РТ-1 рассчитан на переработку только ОЯТ ВВЭР).
Ряд стран (в том числе США) отказались от переработки ОЯТ, рассчитывая в
будущем на окончательное его захоронение, хотя Франция, Великобритания и
Япония ОЯТ перерабатывают. На сегодняшний день ни одна страна мирового
сообщества не создала собственной законченной программы обращения с ОЯТ и
окончательно не определила свое отношение к реакторам на быстрых нейтронах.
Российская долговременная стратегия развития ядерной энергетики (а значит,
и подходы к проблеме обращения ОЯТ) имеет определенную специфику. Если
ОЯТ ВВЭР-440 в настоящее время перерабатывают на заводе РТ-1 (и получено
уже более 30 т энергетического плутония), то ОЯТ ВВЭР-1000 отправляют на
«мокрое» хранение на РТ-2, а облученное топливо РБМК-1000 накапливается в
«мокрых» промежуточных хранилищах АЭС, которые будут заполнены примерно
к 2008 г.
Ориентировочный сценарий по обращению с ОЯТ реакторов на тепловых ней­
тронах предусматривает, что начиная примерно с 2005 г. ОЯТ РБМК-1000 и
ВВЭР-1000 будет перемещаться в «сухие» централизованные хранилища завода
РТ-2 на срок до 40 лет, а с 2040 г. оно будет перерабатываться в целях выделения
плутония и урана для начальных загрузок ТВС быстрых реакторов нового поколе­
ния. Дефектные ТВС будут перерабатываться на заводе РТ-1 без долговременной
выдержки [45].
80

3.6. Обращение с РАО от переработки ОЯТ
При переработке ОЯТ образуются значительные количества высоко-, средне- и
низкоактивных РАО. Твердые и жидкие радиоактивные отходы должны концент­
рироваться для обеспечения безопасности обработки, хранения и захоронения.
Это достигается за счет уменьшения их объемов и отверждения. Конечный про­
дукт должен иметь устойчивость к механическим, химическим воздействиям и к
собственному ионизирующему излучению, а также обладать хорошей теплопро­
водностью.
Растворы отходов высокой удельной активности, образующиеся при экстрак­
ции урана и плутония в процессе переработки ОЯТ легководных реакторов
(например, PWR, BWR), концентрируют путем выпаривания. При этом их объем
сокращается примерно в 10 раз и составляет 0,5 м жидких отходов на 1 т отра­
ботавшего топлива (см. рис. 3.20). Выпаренный концентрированный раствор
ОВУА закачивают в баки из кислотостойкой стали (рис. 3.28). Баки с учетом воз­
можности протечек устанавливают на поддоны, изготовленные из нержавеющей
стали. Ввиду сильного ионизирующего излучения отходов баки помещают в горя­
чие камеры, которые изнутри покрыты сталью. Для отвода теплоты, выделяемой
продуктами деления и актиноидами, баки оснащают водяной системой охлажде­
ния [16]. Предусмотрены также резервные баки. В таких условиях растворы
ОВУА могут содержаться по крайней мере 20—30 лет.
Очистка
газообразных
отходов

Узел разделки
и аппарат для
растворения

Центрифуга

Восстановление
кислоты

1-й
2-й
3-й
цикл
урановый плутониеэкстракции цикл
вый цикл

Газообразные
отходы

Л 1 I I 1
АА

Хранение
криптона

lesJIaBlL^HJ
Хранение
Хранение
отходов
нерастворимых
конструкционных
осадков
материалов

Третированная
вода

Концентрат
Концентрат
высокоактивных среднеактивных
отходов
отходов

Рис. 3.28. Различные виды отходов от переработки ОЯТ легководных реакторов [16]

Для отверждения жидких ОВУА в качестве первого этапа применяют кальцина­
цию, т.е. удаление жидкости из высокоактивного раствора прокаливанием при
высокой температуре (900 °С). При этом образуются нитраты или оксиды метал­
лов. Применяется также способ, с помощью которого раствор высокоактивных
отходов может быть денитрирован добавлением горячей муравьиной кислоты, в
результате чего при кальцинации образуются только оксиды. Известны четыре
различные технологии кальцинации: в тиглях, в кипящем слое, путем разбрызги­
вания и в ротационных трубах. Однако продукты кальцинации недостаточно
устойчивы к выщелачиванию. Кроме того, они не обладают высокой теплопровод­
ностью и механической прочностью. Поэтому они рассматриваются лишь как
промежуточные продукты, которые могут быть преобразованы в стеклообразные
или керамические материалы. Образованная из них смесь может быть разбавлена
с добавлением кремния, бора или фосфора при температуре 1000—1200 °С и пре­
вращена в три типа стекла: боросиликатное, фосфатное и борофосфатное.
Наибольшее признание получило боросиликатное стекло, допускающее хранение
при температуре до 200 °С.
Все высокоактивные отходы, получаемые при переработке ежегодно выгружа­
емого ОЯТ реакторов ВВЭР (PWR) электрической мощностью 1 ГВт, после
отверждения и остекловывания будут преобразованы в концентрированные
отходы объемом 2,5—5 м . Соответственно на каждую тонну тяжелого металла
отработавшего топлива будет приходиться 0,07—0,15 м остеклованных отходов.
Блоки боросиликатного стекла получают, заливая соответствующий расплав в
стальные канистры. Применяют и другой интересный способ отверждения, состо­
ящий во внедрении фосфатного или боросиликатного стекла в металлическую
матрицу в виде стеклянного бисера или стойких к выщелачиванию керамических
гранул. Стеклянные блоки, отлитые в стальных канистрах, имеют объем 77—180 л.
Стальные канистры завариваются и охлаждаются во временном хранилище до их
отправки на захоронение.
Твердые ОВУА состоят в основном из материала оболочек твэлов и концевых
деталей ТВС, а также нерастворимых осадков топлива (0,6 м конструкционных
материалов и примерно 4 кг нерастворимых осадков на 1 т тяжелых металлов
перерабатываемого топлива). Первоначально эти отходы помещают во временное
хранилище под слой воды. Для окончательного захоронения твердые отходы сме­
шивают с жидким бетоном. Эту смесь заливают в канистры, которые, в свою оче­
редь, помещают в защитные корпуса. При этом все пространство в защитных кор­
пусах также заливают бетоном и закрывают крышками. Предлагаются и другие
способы, такие как внедрение материала оболочек твэлов в свинцовую матрицу.
Но эти способы требуют дополнительного изучения [16].
Водные растворы ОСУА концентрируются выпариванием и обрабатываются в
денитраторе. Объем ОСУА составляет 0,6 м на 1 т тяжелых металлов отработав­
шего топлива. Впоследствии эти концентраты могут быть загружены в барабаны и
смешаны с бетоном. Барабаны после охлаждения закрывают крышками. Некото­
рые преимущества по сравнению с цементацией имеет битумизация отходов, поз­
воляющая уменьшить объем отвержденного продукта.
Органические растворы ОСУА обрабатываются фосфорной кислотой, которая
позволяет провести очистку керосина для его повторного использования. Остаю82

щиеся после обработки органические отходы смешиваются с гранулированным
пластиком. Образующийся при этом раствор заливается в барабаны, которые гер­
метизируются.
Твердые отходы низкой удельной активности концентрируются посредством
прессования и прокаливания, жидкие — в основном выпариванием. Концентриро­
ванные отходы цементируются или битумируются, загружаются в барабаны, котоос
рые герметизируются. Отделенный Кг закачивается в баллоны, которые затем
помещаются в шахты криптонового хранилища и охлаждаются воздухом.
Первоначальное концентрирование трития происходит непосредственно в пьюрекс-процессе. Для окончательного хранения вода с высоким содержанием трития
может быть закачана либо в баки, либо в изолированные геологические форма­
ции. Эти мероприятия позволяют изолировать тритий от биосферы на достаточно
длительный период времени (по сравнению с его периодом полураспада, равным
12,4 года).
Остеклованные ОВУА хранятся в стальных канистрах длиной примерно 3 м с внутренним диаметром и толщиной стенок 30x1 см (канистрах типа А объемом 0,18 м ).
Оболочки твэлов и нерастворимые осадки помещаются в канистры длиной 115 см
с внутренним диаметром и толщиной стенок 86x2,5 см (канистры типа В объемом
з
0,67 м ). Криптон содержится в стальных баллонах объемом 50 л при давлении
5 МПа. Обработанные ОСУА и ОНУА помещаются в барабаны длиной 87 см с внут­
ренним диаметром и толщиной стенок 53x0,17 см. Барабаны могут иметь радиацион­
ную защиту. Толщина защитного слоя составляет 20 см.
Обращение с радиоактивными отходами от переработки уран-ториевого топ­
лива, в принципе, идентично обращению с вышеприведенными РАО.
Твердые ОВУА (в основном в виде конструкционных материалов) прессуются и
хранятся, как описано выше. Жидкие ОВУА представляют собой в основном вод­
ные отходы, полученные из первой экстракционной колонны и содержащие про­
дукты деления, небольшое количество актиноидов и значительное количество
растворенного алюминия и фторидов. Эти отходы должны концентрироваться и
после кальцинации переводиться в смесь устойчивых оксидов. Отходы средней и
низкой удельной активности содержат отфильтрованные осадки и должны обраба­
тываться также в соответствии с вышеизложенным*[16].
Основная доля радиоактивных отходов от переработки уран-плутониевого топ­
лива быстрых реакторов образуется на перерабатывающем заводе. Жидкие ОВУА,
содержащие продукты деления и актиноиды, обладают примерно такой же удель­
ной активностью, как и жидкие ОВУА топливного цикла легководных реакторов.
Соответственно обработка этих отходов, их хранение и остекловывание анало­
гичны обработке отходов легководных реакторов (см. выше). Обработка твердых
высоко- и низкоактивных отходов также идентична описанному выше.

3.7. Трансмутация долгоживущих радиоактивных отходов
Рост темпа энергопотребления и дефицит топливного баланса стран мирового
сообщества позволяют утверждать, что в обозримом будущем широкомасштабное
развитие ядерной энергетики безальтернативно. При этом накопление долгоживу­
щих РАО может составить реальную потенциальную угрозу населению. Это обус83

ловлено тем обстоятельством, что если безопасность контролируемого хранения
РАО в течение обозримых сроков может быть гарантированно обеспечена, то
окончательное захоронение долгоживущих РАО полной безопасности не гаранти­
рует: утечка радионуклидов в экосферу, в принципе, не исключена. Решением
проблемы может явиться ядерная трансмутация долгоживущих РАО.
Ядерная трансмутация рассматривается в качестве способа снижения общего
уровня активности долгоживущих нуклидов как путем выжигания ряда делящихся
нуклидов в специальных реакторах, так и путем преобразования других долгоживу­
щих нуклидов в короткоживущие посредством облучения в ускорителе. Уравнивание
скоростей образования и трансмутации отходов исключит накопление их в цикле.
Долгоживущие РАО можно подразделить на продукты деления, актиноиды и
продукты активации конструкционных материалов, а по ядерным свойствам — на
делийые, нейтронодефицитные (активно поглощающие нейтроны) и нейтроноизбыточные (слабо поглощающие нейтроны) [50].
Активность и тепловыделение ПД на протяжении сотен лет будут определяться
90

137

в основном активностью и тепловыделением Sr и Cs (характеристики других
значимых радионуклидов приведены в табл. 3.6).
К актиноидам относятся U, Th, Np, Pu, Am, Cm. Ядра-актиноиды могут
делиться в спектре нейтронов быстрого реактора. Основные актиноиды приве­
дены в табл. 3.7.
К долгоживущим продуктам активации конструкционных материалов ядерного
реактора относятся, как правило, нейтроноизбыточные нуклиды (табл. 3.8), котоТаблица 3.6. Долгоживущие продукты деления и их характеристики [50]
Период полурас­
пада Г1/2, годы

кумулятивный выход
ядер на акт деления, %

Активность разделив­
шихся ядер, Ки/кг

Вид ядра

~TiTs^

90

0^6

103

Нейтронодефицитный

"Тс

2,13 - 1 0 5

6,15

0,434

»

12lm

52

1,2 -10" 3

0,0117

Нейтроноизбыточный

1,5 - 1 0 6

5,15

0,052

»

105

0,13

6,6-10" 3

»

6,5-104

0,045

1,04-10" 2

»

Cs

2,3 • 10 6

6,9

0,045

»

107pd

6,5-106

1,8

4,2-10" 3

»

129,

1,6-10 7

1,1

1,03-10" 3

Нейтронодефицитный

,66

1,2-10 3

3,5 • 10"5

4,4-10" 6

Нейтроноизбыточный

1,2-10" 5

Нейтронодефицитный

8,4-10" 6

»

3,8-10" 6

»

Радио­
нуклид

93

Sn

Zr

126

79

Sn

Se

135

Ho

108

Ag

127

158

Tb

180

ю-7
ю-7

2-104

5-Ю" 6

94

84

Nb

Таблица 3.7. Актиноиды и периоды их полураспада
Радионуклид

Период полураспада Г 1/2 , годы

236

Np

1,1 -10 5

237

Np

238

Радионуклид

Период полураспада Г 1/2 , годы

242

Am

152

2,14- 10 6

243

Am

7380

Pu

87,74

243

Cm

285

239

Pu

2,41 • 104

244

Cm

18,1

240

Pu

6570

245

Cm

8532

241

Pu

14,4

246

Cm

4730

242

Pu

3,76-105

247

Cm

1,56-10 7

244

Pu

8,26-107

248

Cm

3,39-105

Am

432

24,

1

|

250

Cm

6900

Таблица 3.8. Долгоживущие продукты активации конструкционных материалов
и периоды их полураспада
Радионуклид
10

Радионуклид

Период полураспада Г 1/2 , годы

1,6-10 6

Ве

1

93

Zr'

1,5 • 10 е

Мо

3500

С

5730

93

Si

330

146

60

Fe

3-Ю5

,5,

59

Ni

63

Ni

,4
32

Период полураспада Г 1/2 , годы

Sm

1,03-10 9

Sm

90

7,5-104

178Hf

31

100

182Hf

9-Ю6

рые образуются чаще всего в результате последовательных актов поглощения нук­
лидом нейтронов или его Р~-распада.
Трансмутация долгоживущих РАО может быть реализована благодаря разви­
тию технологий их радиохимического фракционирования. Общая схема предпола­
гаемого обращения с долгоживущими отходами представлена на рис. 3.29. Схема
предусматривает возврат в ядерные реакторы после операции химического фрак­
ционирования актиноидов и нуклидов, достаточно ценных для многократного
использования в реакторах. На временное хранение направляются нуклиды, обла­
дающие потребительской ценностью. Остаются нейтронодефицитные нуклиды,
90

137

высокоактивные Sr и Cs, нейтроноизбыточные нуклиды с Тт >:> 30 лет и актив­
ные конструкционные материалы.
В систему переработки РАО ядерно-физическими методами будут входить дис­
танционно управляемое производство твэлов и блоков с продуктами деления и
активными конструкционными материалами, реактор-дожигатель и ускоритель с
мишенным комплексом.
85

Ядерные реакторы АЭС

Бассейн выдержки ОЯТ
или блоков с продуктами деления

Механическая и химическая переработка ОЯТ,
блоков с продуктами деления
и облученных конструкционных материалов

Химическое фракционирование ОЯТ,
компактирование и изготовление
блоков из продуктов деления и облученных
конструкционных материалов

Размещение фракционированных материалов
или блоков из продуктов деления
и облученных конструкционных материалов
во временном хранилище

Переработка РАО ядерно-физическими методами

Временное хранение

Использование

Окончательное захоронение в геологических формациях
Рис. 3.29. Возможная схема обращения с долгоживущими радиоактивными отходами [50]

Технология переработки РАО ядерно-физическими методами должна представ­
лять собой замкнутый цикл с операциями по выдержке и химической переработке
трансмутируемых продуктов деления. Это связано с необходимостью относи­
тельно длительного облучения в реакторе-дожигателе трансмутируемых нуклидов
в целях поддержания баланса выжигаемых и нарабатываемых нуклидов [50].
Рассматриваются две возможные схемы обращения с долгоживущими РАО, раз­
личающиеся степенью фракционирования, продолжительностью временного конт­
ролируемого хранения и особенностями использования трансмутации нуклидов.
Согласно схеме НИКИЭТ фракционирование предусматривает отделение
актиноидов (Np, Pu, Am, Cm), которые могут быть возвращены в топливный цикл
86

быстрого реактора; отделяются также Sm и Zr, используемые в дальнейшем соот­
ветственно при изготовлении стержней органов регулирования и оболочек твэлов.
Кроме того, предусматривается выделение ценных нуклидов, таких как 238Pu, 90Sr,
137

Cs и ряд других, используемых в дальнейшем.
Остающиеся продукты деления (со следами актиноидов) компактируются в
блоки совместно с фрагментированными активными конструкционными материа­
лами и направляются на контролируемое хранение (сроком до 200 лет), в про90

137

цессе которого заметно понизится активность Sr и Cs, что упростит захороне­
ние блоков в геологических формациях.
Однако согласно предлагаемой схеме часть долгоживущих продуктов деления
не подлежит захоронению и в будущем может быть трансмутирована. В качестве
реактора-дожигателя предположительно может быть использован реактор со сме­
шанным спектром нейтронов и свинцовым теплоносителем.
Схема ИТЭФ предусматривает выполнение полного цикла фракционирования
долгоживущих РАО, а временное хранение их предполагается в течение порядка
10 лет. Актиноиды поступают в топливный цикл быстрого реактора или реакторадожигателя. Нуклиды, имеющие потребительскую ценность, реализуются, a Zr и
Sm направляются на производство конструкционных элементов реакторов. Ней129

99

158

94-*

тронодефицитные нуклиды ( I, Тс, Tb, TSfb) предварительно перерабатыва­
ются и направляются на дожигание в реактор-дожигатель. Стронций и цезий
остекловываются, и полученные блоки идут на окончательное захоронение в геоло­
гические формации. Из нейтроноизбыточных долгоживущих продуктов деления и
активированных материалов (см. табл. 3.6 и 3.7) изготавливаются мишени ускори­
теля, в котором данные нуклиды трансмутируются потоком быстрых частиц.
В качестве реактора-дожигателя может использоваться как штатный быстрый
реактор, так и специализированный реактор с тяжеловодным замедлителем.
Оценки показали [50], что при выравнивании скоростей образования и трансмута­
ции нейтронодефицитных продуктов деления реактора ВВЭР тепловой мощно­
стью 3000 МВт тепловая мощность реактора-дожигателя не превышает 500 МВт.
В качестве основного ускорителя в схеме может быть принят линейный силь­
ноточный ускоритель протонов с силой тока 300 мА и энергией протонов
1500 МэВ. Такой ускоритель может обеспечить трансмутацию долгоживущих РАО
примерно 10—15 реакторов ВВЭР-1000.
Предполагается, что трансмутация будет выполняться по замкнутым циклам в
режиме частичных перегрузок аналогично топливному циклу быстрого реактора.
Кроме того, согласно [50] в целях трансмутации возможно использование элект­
ронного ускорителя для создания мощного потока тормозного излучения у-квантов, которые трансмутируют нуклиды в фотоядерных реакциях, дейтронного
ускорителя, различных видов термоядерных установок, которые смогут обеспе­
чить трансмутацию практически всех долгоживущих продуктов деления, в том
числе стронция и цезия.
Исследования показали, что при должной организации крупномасштабной
ядерной энергетики активность долгоживущих нуклидов в экосфере может не воз­
растать, а понижаться [51].
87

Отрицательный биологический эффект, создаваемый продуктами деления,
будет более высок, чем биологический эффект от исходного урана, только в тече­
ние примерно 500 лет [51].
Однако в ядерных реакторах нарабатываются не только продукты деления, но и
продукты активации, наиболее проблемными из которых являются долгоживущие
актиноиды Pu, Np, Am, Cm, потенциальная опасность их сохранится на протяже­
нии около 1 млн лет. При этом радиационная опасность Ри на порядок превышает
опасность Np, Am, Cm. Но если в существующих циклах Ри может выделяться в
целях дальнейшего рециклирования в реакторах, то Np, Am, Cm должны захора­
ниваться, что повышает составляющую биологической опасности, так как текто­
ническая стабильность захоронения на промежуток времени свыше 500 лет не
может быть гарантирована.
Олтимальным вариантом в плане безопасности явилось бы уменьшение содер2

3

жания Np, Am, Cm в РАО примерно в 10 —10 раз. В этом случае в условиях захо­
ронения опасность потенциального воздействия указанных актиноидов на
экосферу станет сопоставимой с воздействием продуктов деления. Исследования
показали, что существует возможность извлечения Np, Am, Cm из РАО с последу­
ющим их «сжиганием» в реакторах на быстрых нейтронах, т.е. превращением в
продукты деления. Отрицательным моментом при этом является сам факт возвра­
щения актиноидов в топливный цикл, увеличивающий современную потенциаль­
ную радиационную нагрузку экосферы.

ГЛАВА 4
ОБРАБОТКА ГАЗООБРАЗНЫХ
РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

При делении ядер урана и плутония часть осколков деления образуется в газо­
вой фазе. Это в основном инертные радиоактивные газы. Газообразные продукты
деления частично выходят из топливной композиции в газовый зазор между топ­
ливом и оболочкой твэла. В случае повреждения оболочки газообразные продукты
деления поступают в теплоноситель. Очевидно, что это же относится и к продук­
там деления следов топлива, находящихся на поверхности оболочек твэлов в
результате их технологического загрязнения. Поэтому наличие неорганизованных
утечек теплоносителя первого контура, активных сред обработки борсодержащих
вод (для легководных реакторов), переработки и хранения трапных вод, системы
хранения сорбентов обусловливает поступление в воздух необслуживаемых поме­
щений энергоблока радиоактивных газов и аэрозолей. Кроме того, газы и аэрозоли
выделяются при ремонтных работах. В воздух также поступают водяные пары
при вскрытии реактора и пары из бассейна выдержки ОЯТ.
Аэрозоли образуются в основном при откачке газов из емкостей с жидкими
активными средами: из фильтров очистки теплоносителя, компенсатора давления
и его барботера, деаэратора и баков грязного конденсата. Активность аэрозолей
определяется активностью мелкодисперсных жидких и твердых включений в газо­
вом потоке.
Наиболее значимым в отношении активности газовых сбросов является ряд радио­
нуклидов йода, ксенона, криптона, цезия, стронция, арцша. Относительно долгоживу131

щие нуклиды следующие:

133

I с периодом полураспада Тт = 8,1 сут;

Хе с Г1/2 =

85

= 5,3 сут;

Кг с Тт = 10,8 года. Периоды полураспадов других нуклидов этих эле135

ментов исчисляются секундами, минутами или часами (для Хе Г1/2 =15,6 мин, для
132
1 Тт = 2,26 ч, для 139Хе Тт = 43 с). Для изотопа 1291 Тт = 1,6 • 107 лет, удале­
ние его из газового потока — важная задача.
Носителем активности также является тритий — тяжелый изотоп водорода с
Г1/2 = 12,26 года. Тритий образуется в основном в реакции В(и, а)Т как результат
поглощения нейтронов ядрами бора, присутствующими в теплоносителе. Наличие
трития в газовом сборе АЭС не определяет радиационную опасность сброса, поэ­
тому не требуется специальной технологии очистки газового сброса от трития.
В принципе, газообразные РАО состоят из аэрозолей, инертных газов (ксенона,
криптона, аргона) и газообразного йода. Удаление газов из газовых объемов обо89

рудования* энергоблока выполняется системой газовых сдувок. Для этой цели
используется азот. Газовые сдувки из баков борного раствора (энергоблока с
реактором ВВЭР-1000), деаэратора подпитки-продувки, бака организованных
протечек, системы дожигания водорода, спецгазоочистки осуществляются при
всех рабочих режимах, а также при останове энергоблока. Из корпуса реактора,
коллекторов парогенераторов, компенсатора давления, гидроемкостей системы
аварийного охлаждения активной зоны газовые сдувки проводятся перед пуском
блока, при его заполнении водой и при перегрузке — перед снятием крышки
реактора.
Очистка газового потока от аэрозолей выполняется в аэрозольных фильтрах,
заполненных стекловолокном и обеспечивающих коэффициент очистки потока от
аэрозолей Коч = &исх/Овых « 1000, где ^HCXJ^BbIX — количества аэрозолей перед
фильтром и после него.
Очистка от радиоизотопов йода осуществляется с помощью угольных филь­
тров. Фильтры заполнены активированным углем, и механизмом очистки газового
потока от радиоизотопов йода является адсорбция. Интенсивность адсорбции
зависит от температуры и влажности газового сброса и характеризуется коэффи­
циентом адсорбции. Иод химически активен и образует химические соединения,
для которых коэффициент адсорбции заметно ниже, чем для молекулярного йода,
что ухудшает работу фильтров. Для сорбирования этих химических соединений в
фильтрах применяют угольные сорбенты, обогащенные йодидами металлов,
азотно-кислым серебром или триэтилендиамином.
Очистка газовых потоков от инертных радиоактивных газов (ИРГ) также осно­
вана на явлении физической адсорбции радионуклидов в слое сорбента, заполня­
ющего фильтр.

4.1. Система газовых сдувок реакторного отделения
В качестве примера рассматривается работа системы газовых сдувок энерго­
блока с реактором ВВЭР-1000. Система предназначена: для уменьшения объем­
ной концентрации сдувок водорода, выделяющегося из теплоносителя при сниже­
нии давления в первом контуре; разбавления азотом водорода, выделяющегося в
баках борного раствора, барботажном баке, деаэраторе подпитки, охладителе и
баке организованных протечек; создания при пуске энергоблока рабочего давле­
ния («азотной подушки») в гидроемкости системы аварийного расхолаживания и в
компенсаторе давления; организации сдувок газов из теплообменника бассейна
выдержки; заполнения азотом каналов ионизационных камер.
Система газовых сдувок работает при режимах нормальной эксплуатации, в
том числе при пуске и останове, режимах нарушения нормальной эксплуатации,
обесточивании энергоблока и аварийных режимах. Арматура и трубопроводы сис­
темы расположены в гермооболочке.
При нормальном режиме эксплуатации азот с давлением 0,05 МПа подается в
барботажный бак и в охладитель организованных протечек. Приямок организо­
ванных протечек продувается последовательно с охладителем. Из барботажного
бака и приямка организованных протечек газовые сдувки направляются в систему
газоочистки (СГО).
90

Азот с давлением 6,0 МПа подается в гидроемкость системы аварийного
охлаждения активной зоны (САОЗ) перед пуском энергоблока для создания давле­
ния, достаточного для срабатывания гидроемкости в аварийном режиме. Данное
давление поддерживается в течение всего времени работы энергоблока и снижа­
ется во время перегрузки.
В компенсатор давления подводится азот с давлением 2,0 МПа для обеспечения
надежной работы главного циркуляционного насоса (ГЦН) при пусках и остановах
энергоблока. После пуска ГЦН и повышения в контуре давления нагревателями
компенсатора давления азот из компенсатора сбрасывается в систему газоочистки.
В период расхолаживания энергоблока «азотная подушка» заменяется на паровую.
При дегазации систем выполняется подача азота низкого давления (0,05 МПа) для
разбавления водорода, выделяющегося в коллекторах парогенераторов и корпусе
реактора. Газовые сдувки через теплообменник и приямок организованных проте­
чек направляются в СТО.
Основной причиной повышения активности в системе очистки технологиче­
ских сдувок в нормальном режиме эксплуатации энергоблока является поступле­
ние сдувки из доохладителя выпара деаэратора подпитки, в который полностью
выводятся радиоактивные благородные газы из теплоносителя первого контура.
Расход газовых сдувок (в расчете на один энергоблок) равен около 10 м /ч.
Время задержки РБГ в фильтре-адсорбере составляет: для криптонов — 51ч; для
ксенонов — 773 ч (обычно это время принимается по продолжительности
выдержки ксенонов). Выдержка РБГ может выполняться в газгольдерах (схема
газгольдерной установки представлена на рис. 4.1). Газ в газгольдеры подается
компрессором под давлением 0,6—1,0 МПа. Предварительно газы охлаждаются в
газоохладителях 1 в целях конденсации влаги, затем они проходят через аэрозоль-

|>аф4>«<

U^J С

конденсат на
спецводооч истку

нхНа непрерывную
очистку

Рис. 4.1. Схема газгольдерной установки:
/ — газоохладитель; 2 — аэрозольные фильтры; 3 — компрессоры; 4 — газгольдеры

91

ные фильтры 2 и подаются в газгольдеры 4, оттуда после выдержки и прохождения
еще одной ступени аэрозольных фильтров 2 сбрасываются в вентиляционную трубу.
Повышенный газовый сброс обычно характерен для реактора, остановленного
на перезагрузку, и выполняется ориентировочно в течение 8 ч. Схема газгольдер­
ной очистки используется не только при перезагрузках реактора, но и при его нор­
мальной эксплуатации, когда непрерывная очистка газа проводится в адсорберах.

4.2. Система газоочистки
На АЭС применяется радиохромотографическая очистка газов от радионукли­
дов, при которой радионуклиды накапливаются в слоях сорбента, одновременно
подвергаясь радиоактивному распаду.
Система газоочистки (СГО) энергоблока с реактором ВВЭР-1000 состоит их
трех идентичных взаимозаменяемых подсистем, каждая из которых способна
очистить от радионуклидов полный объем газового сброса энергоблока. Первая
подсистема является рабочей, вторая — вспомогательной, третья — резервной.
Предназначена СГО для очистки газовых сдувок после дожигания водорода.
В процессе эксплуатации энергоблока производятся постоянные сдувки радиоак­
тивных газов из барботажного бака компенсатора объема, охладителя выпара деаэ­
ратора, системы подпитки первого контура, охладителя и приямка организованных
протечек, а также из баков «грязного» конденсата. Во избежание образования взры­
воопасных концентраций водорода газовые сдувки разбавляют азотом, а сдувки
после деаэратора и барботера направляются в установку дожигания водорода.
Далее газовая смесь поступает на установку очистки газовых сдувок. Схема
подсистемы представлена на рис. 4.2.

В спецканализацию
Рис. 4.2. Система газоочистки:
1 — теплообменник, охлаждаемый технической водой; 2
теплообменник, охлаждаемый водой от
холодильной машины; 3 — бак-гидрозатвор; 4
аэрозольный фильтр; 5 — цеолитовые фильтры; 6 —
фильтр-адсорбер; 7 — газодувки
92

В основную рабочую подсистему газ поступает из системы дожигания водо­
рода, во вспомогательную — из приямка организованных протечек и баков «гряз­
ного» конденсата. Каждая подсистема включает в себя три теплообменника, аэро­
зольный стекловолокнистый фильтр, бак-гидрозатвор, два цеолитовых фильтра,
фильтр-адсорбер, две газодувки и два электрокалорифера.
Система газоочистки работает в режимах нормальной эксплуатации энерго­
блока, вывода бора, разогрева и расхолаживания энергоблока, а также обесточивания (с питанием от дизель-генераторов). Газ из системы дожигания водорода под
напором, создаваемым газодувками, поступает в теплообменник 7, охлаждаемый
технической водой, где его температура снижается до 20—40 °С. Далее он прохо­
дит через теплообменник 2, охлаждаемый водой от холодильной машины. Скон­
денсированная в газовом потоке влага отводится в бак-гидрозатвор 3 и далее в
спецканализацию. Затем газ поступает в аэрозольный фильтр 4, где очищается от
жидких и твердых аэрозолей, после чего подвергается глубокой осушке в одном
из цеолитовых фильтров 5. Сухой газ направляется в фильтр-адсорбер 6, где про­
исходит его очистка от радиоактивных загрязнений. Фильтр-адсорбер представ­
ляет собой колонну, заполненную активированным углем. Проходя через фильтр131

адсорбер, поток газа эффективно очищается как от нуклидов Кг и Хе, так и от I.
Очищенный поток газа сбрасывается газодувкой 7 в вентиляционную трубу.
Принцип работы вспомогательной рабочей нитки такой же, как и основной. В
составе каждой нитки предусмотрено два цеолитовых фильтра 5. Когда один
фильтр находится в работе, другой регенерируется или является резервным.
Регенерация цеолита осуществляется нагретым в калорифере до 400—450 °С
воздухом. Для этой цели подлежащий регенерации фильтр отключается от газо­
вого потока. Сигналом для регенерации служит повышение влажности воздуха за
фильтром более 0,25 г/м .
Горячий воздух проходит через цеолитовый фильтр в направлении, противопо­
ложном движению рабочего потока газа. Цеолит разогревается, уловленная им
влага вместе с горячим воздухом направляется в теплообменник, где конденсиру­
ется и отводится в бак-гидрозатвор 3. Регенерация цеолита заканчивается, когда
температура воздуха на выходе из фильтра достигает 200—250 °С. Фильтр счита­
ется готовым к работе, когда температура цеолита будет ниже 50 °С.
Сорбция влаги цеолитом происходит с выделением теплоты. При сорбции 1 кг
влаги выделяется около 4200 кДж теплоты. Поэтому предусмотрено охлаждение
цеолитовых фильтров. Все оборудование и арматура СГО выполняются сейсмо­
стойкими.
Критерием нормальной работы системы газоочистки является снижение кон­
центрации ИРГ в газовой сдувке на 2—2,5 порядка. При работе блока под нагруз­
кой допускается вывод в ремонт одной подсистемы СГО на срок до 8 ч. В случае,
если работоспособность этой подсистемы не восстановлена в течение указанного
времени или неработоспособны два канала СГО, блок должен быть остановлен и
переведен в «холодное» состояние.
93

ИСТОЧНИКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ отходов

Протечки теплоносителя являются одним из основных источников ЖРО. Они
могут быть организованными и неорганизованными. Протечки появляются из-за
неплотностей сварных швов, фланцевых разъемов, сальниковых уплотнений насо­
сов и арматуры [19].
Во избежание поступления радиоактивного теплоносителя в производственные
помещения наиболее вероятные протечки отводятся в закрытую систему, состоя­
щую из трубопроводов и приемных баков, и поэтому носят название организован­
ных протечек. К организованным протечкам относятся слив воды из воздушников
и дренажей оборудования и трубопроводов, из пробоотборных точек, продувочная
вода импульсных линий датчиков контрольно-измерительных приборов (КИП)
и др. В систему организованных протечек выводятся некоторые технологические
сбросы, которые по химическому составу загрязняющих веществ или активности
не могут быть возвращены в цикл без предварительной очистки. К ним относятся,
например, сливы замасленного конденсата из уплотнений питательных насосов и
из-под картерных полостей турбин, конденсат пара эжекторов уплотнений турбин
и из системы дожигания радиолитического водорода, а также конденсат, получае­
мый при опорожнении конденсаторов газового контура, и др.
Протечки из технологического оборудования на пол производственных поме­
щений носят название неорганизованных и собираются в систему трапов, состоя­
щую также из системы трубопроводов и приемных баков. Трапами (в виде прием­
ной воронки в полу) оборудуются, как правило, все производственные и
лабораторные помещения, в которых возможны протечка активного теплоноси­
теля или попадание на пол растворов, загрязненных радионуклидами. В систему
неорганизованных протечек собираются также некоторые «грязные» сбросы тех­
нологического оборудования, например переливы бака биологической защиты и
бассейнов выдержки отработавших ТВС.
Организованные протечки загрязнены в основном маслами, содержание которых
в 1 л может достигать нескольких десятков миллиграммов. Масла поступают из
замасленных технологических сбросов, а также из сальников арматуры и насосов.
Активность всех протечек определяется содержанием радионуклидов в теп­
лоносителе, а активность организованных протечек, кроме того, активностью кон­
денсата от эжекторов уплотнений и системы дожигания водорода, в котором
(на блоке с РБМК) содержится значительное количество летучих радионуклидов
131

осколочного происхождения, в частности I.
Организованные протечки первого контура блока с ВВЭР содержат большое
количество борной кислоты и все химические добавки (гидроксид калия, аммиак,
94

гидразин), которые вводятся в циркулирующую воду. Неорганизованные протечки
первого контура ВВЭР, как уже указывалось, чрезвычайно малы.
Солесодержание неорганизованных протечек оборудования одноконтурной
АЭС может оказаться большим (до нескольких сотен миллиграммов на 1 л) в слу­
чае течи оборудования и трубопроводов технической воды, находящихся в зоне
строгого режима.
Количество организованных протечек блока с реактором РБМК-1000 составляет примерно 300 тыс. м /год, количество неорганизованных протечек — около
70 тыс. м /год. Организованные протечки первого контура блока с ВВЭР-440 под­
держиваются на уровне 80 тыс. м /год [19].
С продувочной водой парогенерирующих установок выводятся соли, посту­
пающие в реактор и парогенераторы с питательной водой, так как повышение
солесодержания может привести, во-первых, к коррозионному растрескиванию
материалов реактора и парогенераторов под действием агрессивных агентов (хло­
ридов, щелочи); во-вторых, к значительному уносу насыщенным паром загрязня­
ющих веществ вследствие вспенивания кипящей воды.
Для снижения солесодержания часть воды выводится в виде продувки из реак­
тора и парогенераторов, очищается и, смешиваясь с питательной водой, возвраща­
ется в контур циркуляции. С продувочной водой выводятся также продукты кор­
розии, но количество их мало и составляет 10—20 % количества, поступающего с
питательной водой. Аналогично выводятся из реактора и радионуклиды.
Солевой состав и активность продувочной воды парогенерирующих установок
строго нормируются.
Количество продуктов коррозии зависит от их содержания в питательной воде,
но в отличие от растворимых солей с продувочной водой они выводятся далеко не
полностью и накапливаются в парогенерирующей установке в виде отложений на
внутренней поверхности оборудования. При пуске и останове блока происходит
смыв продуктов коррозии за счет тепловых и гидравлических возмущений, и их
содержание в продувочной воде может повышаться в тысячи раз. Достаточно пол­
ное удаление продуктов коррозии из парогенератора было бы возможно только
при значительной продувке (более 10 %), что представляет определенные техни­
ческие трудности.
Продувка контура многократной принудительной циркуляции одноконтурной
АЭС изменяется от 1 (в установившемся режиме) до 3—3,5 % (в период пуска), а
расход продувочной воды для блока с РБМК-1000 составляет 50—200 м /ч. Про­
дувка парогенераторов двухконтурной АЭС в установившемся режиме согласно
ПТЭ не должна превышать 0,5 %, в переходных режимах она увеличивается до
значений, обеспечивающих нормальный водный режим, и для блока с ВВЭР-440
расход продувочной воды составляет 15—50 м /ч.
Активность продувочной воды одноконтурной парогенерирующей установки
обусловлена осколочной и наведенной активностями, причем с увеличением оско­
лочной активности резко повышается общая активность. Так, при общей актив­
ности 10 Бк/л наведенная активность в основном обусловлена наличием активированных продуктов коррозии, при общей активности 10 Бк/л — на 50 %
95

осколочной активностью, а при активности 10 Бк/л на осколочную активность
приходится 90 % [19].
Воды с раствором борной кислоты могут быть как теплоносителем первого
контура реактора ВВЭР, так и водами бассейнов выдержки и перегрузки, а также
баков аварийного запаса воды и аварийного запаса борного раствора.
Источниками радиоактивной борсодержащей воды на блоке с ВВЭР являются
слив первого контура, вода бассейнов выдержки отработавших ТВС, баков ава­
рийного запаса борного раствора, а также борный концентрат выпарных аппара­
тов. Для всех перечисленных источников характерно большое содержание борной
кислоты, доходящее до 13 г/л, а в концентрате выпарных аппаратов достигающее
40 г/л.
Обмен воды первого контура реактора ВВЭР производится в целях снижения
концентрации борной кислоты по мере выгорания топлива во время работы реак­
тора. Вода, сливаемая из первого контура, отличается значительной активностью
(до 10 Бк/л), обусловленной попаданием в нее продуктов деления урана, в пер­
вую очередь газообразных (радиоактивные благородные газы, йод), выходящих
через неплотности в оболочках твэлов. Кроме того, в воде первого контура раство­
рены водород и азот, что вызывает необходимость ее дегазации при обработке.
Количество воды при водообмене невелико и составляет несколько сотен кубиче­
ских метров в год.
На блоках с ВВЭР радионуклиды попадают в воду бассейнов выдержки во
время перегрузки отработавших ТВС под слоем воды, которой заполняется бас­
сейн перегрузки, сообщающийся с бассейном выдержки. Активность воды бас­
сейнов выдержки составляет примерно 10 Бк/л.
Основными загрязнителями воды бассейнов выдержки являются продукты кор­
розии конструкционных материалов самих бассейнов и пеналов выгруженных
ТВС. Для снижения скорости коррозии в воду бассейнов добавляется аммиак до
содержания 100 мг/л.
Для отвода теплоты от загруженных в бассейн ТВС часть воды бассейнов цир­
кулирует через теплообменники, охлаждаемые технической водой. При появлении
неплотностей в теплообменниках вода бассейнов выдержки загрязняется (солями
жесткости натрия и хлоридами), так как давление охлаждающей воды по усло­
виям радиационной безопасности должно всегда быть больше давления воды бас­
сейнов выдержки.
Вода в баках аварийного запаса борного раствора по составу и активности ана­
логична воде бассейна выдержки.
Для выделения и очистки борной кислоты (регенерации) борсодержащие воды,
т.е. избыток воды бассейна выдержки и баков аварийного запаса борного рас­
твора, вода из бассейна перегрузки ТВС, от регенерации фильтров установок
спецводоочистки, неорганизованные протечки оборудования первого контура,
перерабатываются на выпарных аппаратах. Кубовый остаток выпарных аппаратов
(борный концентрат), содержащий до 40 г/л борной кислоты, направляется на
дальнейшую переработку.
Основными загрязнителями борного концентрата следует считать радионуклиды
как коррозионного, так и осколочного происхождения. Общая активность концентf\

7

рата составляет 10 —10 Бк/л. Другими загрязнителями являются продукты корро96

зии, растворенные вещества и органические примеси, поступающие с неорганизо­
ванными протечками. В концентрате содержится большое количество натриевой и
калиевой щелочи, используемой для регенерации анионитных фильтров спецводо­
очистки и корректировки водно-химического режима. Количество борного концент­
рата невелико и составляет несколько сотен кубических метров в год [19].
Воды опорожнения контуров обладают значительной активностью. Солевой
состав и активность вод определяются рядом факторов, в том числе водно-хими­
ческим режимом контура и реальным его состоянием на момент опорожнения.
Так, вода опорожнения конденсатно-питательного тракта одноконтурной АЭС,
оборудование которого изготовлено в основном из углеродистой стали, не отлича­
ется от питательной воды по всем показателям, за исключением содержания про­
дуктов коррозии — главным образом оксидов железа, количество которых осо­
бенно велико после длительного простоя блока. Последние порции воды при
опорожнении содержат, как правило, значительное количество соединений железа
и поэтому собираются в отдельном баке.
При опорожнении основного контура циркуляции реактора вода помимо рас­
творимых солей содержит большое количество радионуклидов. Как уже указыва­
лось, активность циркуляционной воды особенно велика в случае аварии с нару­
шением герметичности оболочек твэлов. Значение ее при этом может возрастать
до 10 Бк/л, в то время как при нормальном режиме оно составляет 10 —10 Бк/л.
Вода опорожнения основного контура циркуляции даже без значительного нару­
шения герметичности оболочек твэлов является наиболее активной, так как содер­
жит значительное количество радионуклидов коррозионного происхождения.
Содержание продуктов коррозии для воды опорожнения основного контура не
столь характерно, как для воды опорожнения конденсатно-питательного тракта,
так как на современных АЭС основной контур циркуляции реактора изготовля­
ется из коррозионно-стойких материалов (нержавеющей стали, циркониевых
сплавов), а отложившиеся во время работы реактора продукты коррозии при опо­
рожнении выводятся с водой в небольшом количестве.
Вода опорожнения парогенераторов двухконтурных АЭС в основном загрязня­
ется продуктами коррозии и водорастворимыми сетями. Активность этой воды
мала. Вода опорожнения конденсатно-питательного тракта двухконтурной АЭС,
как правило, нерадиоактивна; слив ее с соблюдением санитарных норм может
проводиться в открытые водоемы.
Для воды опорожнения вспомогательных контуров основными загрязнителями
служат химические добавки, если таковые вводятся, и продукты коррозии. Активность этой воды, как правило, невелика и равна 10—10 Бк/л. Исключение состав­
ляет вода контура охлаждения каналов системы управления и защиты одноконтур­
ной АЭС, в которой за счет активации продуктов коррозии в активной зоне
реактора общая активность повышается до 10 —10 Бк/л [19].
Количество продуктов коррозии и их химический состав зависят от материа­
лов, из которых выполнен контур, и от принятого водно-химического режима. Так,
в контуре охлаждения каналов СУЗ присутствуют соединения меди вследствие
коррозии медно-никелевых трубок теплообменников под действием радиолитического кислорода.
4 — 820

97

Наиболее подвержен коррозии бак биологической защиты (ББЗ), выполненный
из углеродистой стали, поэтому в воду ББЗ и подобных ему устройств вводятся
замедлители коррозии (ингибиторы), например силикат натрия.
Бассейны выдержки отработавших тепловыделяющих сборок и шахты демонти­
рованных технологических каналов, как правило, изготовляются из нержавеющей
стали и значительной коррозии не подвергаются. Тем не менее вода бассейнов и
шахт может в значительной степени (до 1,5 мг/кг) загрязняться активными продук­
тами коррозии, которые смываются с помещенных в них ТВС и ТК. Кроме того, в
бассейны и шахты могут попасть с пола центрального зала моющие и дезактивиру­
ющие вещества. Активность воды бассейнов и шахт помимо активированных про­
дуктов коррозии может быть обусловлена продуктами деления, образующимися при
разрушении оболочек твэлов, и может составлять 104—105 Бк/л.
Для блока с РБМК-1000 общие количества вод опорожнения ориентировочно
составляют: для конденсатно-питательного тракта — 15 тыс. м /год; для основного контура циркуляции реактора — 10 тыс. м /год; для вспомогательных конту­
ров — 400 м /год.
Воды опорожнения конденсатно-питательного тракта и основного контура цир­
куляции собираются в отдельные баки для очистки на установках переработки
радиоактивных вод для их повторного использования. Вода опорожнения вспомога­
тельных контуров ввиду ее небольшого количества и значительного загрязнения
направляется в общую трапную систему в качестве жидких радиоактивных отходов.
Дезактивационные и обмывочные воды появляются в результате проведения
дезактивации оборудования в сборе, например основного контура циркуляции
реактора, парогенератора, или отдельных деталей (выемных частей насосов, арма­
туры) на специальных установках. Дезактивационные воды образуются как из
собственно дезактивационных растворов, так и из воды, применяемой для вытес­
нения растворов из контуров и отмывки оборудования от их остатков. Химиче­
ский состав дезактивационных вод целиком зависит от реагентов, используемых
для дезактивации.
При высокотемпературной дезактивации в водах присутствуют органические
кислоты — этилендиаминтетрауксусная (ЭДТК), лимонная, фталевая, малеиновая
и др. При промывке греющих камер выпарных аппаратов спецводоочистки азот­
ной кислотой в водах появляются в большом количестве нитраты кальция и
железа. Солесодержание дезактивационных вод достигает 25 г/л.
Активность дезактивационных вод зависит от материалов основных контуров
АЭС, водно-химического режима блока и продолжительности работы оборудова­
ния. В дезактивационных водах трубных пучков подогревателей низкого давления
(ПНД), изготовленных из латуни, присутствуют радионуклиды Си и Zn в коли9

10

честве до 10 —10 Бк/л. При наличии в тракте питательной воды материалов,
содержащих кобальт, в дезактивационных водах появляется радионуклид Со в
количестве до 10 Бк/л.
На современных одноконтурных АЭС медно-цинковые сплавы в тракте питатель­
ной воды не применяются, уменьшается и количество кобальтсодержащих материа­
лов. Это позволяет снизить активность дезактивационных вод до 10 —10 Бк/л.
98

Общее количество вод, образующихся при дезактивации как контуров, так
и отдельных деталей оборудования блока с РБМК-1000, составляет примерно
13,5 тыс. м /год.
Обмывочные воды образуются также при проведении дезактивации стен и
полов помещений, где находится оборудование с активным теплоносителем либо
связанное с переработкой жидких радиоактивных отходов. При обмывке помеще­
ний, как правило, используют поверхностно-активные вещества (ПАВ): контакт
Петрова, детергенты ОП-7 и ОП-10 и другие реагенты, которые и являются основ­
ными примесями обмывочных вод. Кроме того, в этих водах присутствуют масла,
ветошь, цементная пыль и другие производственные загрязнения. Так как для
обмывки помещений используется обессоленная вода, солесодержание обмывоч­
ных вод невелико (1—2 г/л), активность составляет порядка 10 Бк/л. Общее коли­
чество обмывочной воды, например, для энергоблока РБМК-1000 равно примерно
20 тыс. м3/год [19].
Конденсат турбин и греющего пара подогревателей образуется за счет кон­
денсации отработавшего пара турбин и пара отборов в подогревателях низкого и
высокого давления, теплообменниках теплофикационных установок, технологи­
ческих конденсаторах и прочих подогревателях тепловой схемы АЭС.
В отличие от ТЭС, работающих на паре высоких параметров, объемный расход
конденсата на АЭС той же мощности, использующих насыщенный пар среднего
давления, намного больше и для блока электрической мощностью 1000 МВт
составляет примерно 5400—5600 м /ч.
Загрязнение конденсата турбин и подогревателей обусловлено следующими
факторами: загрязнением насыщенного пара примесями кипящей воды; присосом
охлаждающей воды в конденсаторах турбин, теплообменниках теплофикацион­
ных установок и технологических конденсаторах; присосом воздуха в вакуумную
систему турбин; коррозией оборудования и трубопроводов пароконденсатного
тракта; поступлением примесей с подпиточной водой.
Загрязнение насыщенного пара является практически единственной причиной
поступления в конденсат радионуклидов. Для одноконтурной АЭС при влажности
пара 0,01 % и активности циркуляционной воды на уровне 10 —10 Бк/кг общая
активность конденсата равна 1,0—100 Бк/кг, а при росте активности циркуляцион­
ной воды до 10 Бк/кг общая активность может повышаться до 10 Бк/кг в основном
за счет радионуклидов осколочного происхождения: Sr, Cs, Ва и др.
Активность пара двухконтурной АЭС зависит от количества протечек воды пер­
вого контура через неплотности трубной системы парогенераторов и от влажности
пара. Вследствие высокой плотности парогенераторов, связанной с необходимостью
защиты второго (неактивного) контура от попадания высокоактивного теплоносителя, при влажности пара до 0,5 % активность его не превышает 10 Бк/кг, что
90

131

137

намного ниже допустимых концентраций таких радионуклидов, как Sr, I, Cs,
Ва и др. Поэтому конденсат турбин и греющего пара подогревателей двухкон­
турной АЭС практически нерадиоактивен [19].
Присос охлаждающей воды в конденсаторах и теплообменниках является
основным источником загрязнения конденсатора водорастворимыми солями. При­
чины присоса — неплотности в трубной системе теплообменников, а также более
л,

99

высокое давление охлаждающей воды по сравнению с давлением пара. Последнее
условие для теплообменников, охлаждаемых сетевой и технической водой, обяза­
тельно, так как исключает загрязнение воды радионуклидами.
В зависимости от солевого состава охлаждающей воды в примесях конденсата
преобладают те или иные вещества. Так, для пресной воды такими веществами
являются соли жесткости и силикаты, а для морской — соли натрия и хлориды.
Солесодержание конденсата турбин и теплообменников определяется присосом и
качеством сырой воды. Оно может повышаться при значительных присосах до
нескольких миллиграммов на литр, хотя обычно ниже в сотни раз.
Присос воздуха через неплотности вакуумной системы — основной источник
загрязнения конденсата растворенным кислородом. На одноконтурной АЭС кис­
лород дополнительно поступает вместе с паром вследствие радиолиза воды в
реакторы. При недостаточном отсосе из конденсаторов кислорода содержание
последнего в конденсате может быть достаточно велико (до 200—500 мкг/л).
Коррозионные процессы в пароконденсатном тракте являются основным фак­
тором, приводящим к загрязнению конденсата тяжелыми металлами: железом,
медью, цинком, хромом, никелем, кобальтом и др. Основная причина коррозии —
наличие в конденсате кислорода; его влияние особенно сказывается при нейтраль­
ном водном режиме на коррозии трубных пучков конденсаторов и подогревателей,
выполненных из медных сплавов. При пуске блока наибольшее количество про­
дуктов коррозии поступает в конденсат вследствие смыва их из парового тракта.
При этом содержание железа может повышаться до нескольких миллиграммов в
расчете на 1 л. В дальнейшем, через 2—3 сут эксплуатации, содержание железа
снижается, стабилизируясь на уровне нескольких десятков микрограммов в рас­
чете на 1 л.
Подпитка блока осуществляется, как правило, в конденсаторы турбин, поэтому
все загрязнения, содержащиеся в подпиточной воде, поступают в конденсат.
Помимо продуктов коррозии конденсат загрязняется водорастворимыми вещест­
вами как из-за проскока солей через фильтры при их истощении, так и вследствие
попадания регенерационных растворов при недостаточной отмывке ионообмен­
ных материалов на водоподготовительных установках. На одноконтурной АЭС
подпиточная вода является практически единственным источником загрязнения
конденсата диоксидом углерода, который поступает с конденсатом после перера­
ботки сточных вод на выпарных аппаратах спецводоочистки.
Конденсат турбин и греющего пара подогревателей является основной состав­
ляющей питательной воды блока, поэтому к его качеству предъявляются жесткие
требования в отношении удаления из него всех перечисленных загрязнений.
Фильтрат и деконтат из хранилища жидких радиоактивных отходов обла­
дают заметной активностью. Фильтрат из ХЖО образуется в результате отделения
воды от направляемого на захоронение отработавшего фильтрующего материала
установок обработки радиоактивных вод. Отделение воды происходит посред­
ством фильтрации через слой песка, поэтому фильтрат практически не содержит
механических примесей. Солесодержание фильтрата обусловлено вымыванием
небольшого количества солей из ионообменных смол и находится на уровне 1 г/л.
Основные загрязнители фильтрата — радионуклиды, которые также вымыва­
ются из фильтрующего материала. В фильтрате присутствуют как радионуклиды
продуктов коррозии конструкционных материалов, так и радионуклиды осколоч100

ного происхождения. Суммарная активность фильтрата из ХЖО находится на
уровне 105 Бк/л.
Деконтат получается при отсосе из емкостей ХЖО отстоявшейся жидкости в
целях ее отделения от захораниваемого материала (аналогично фильтрату). При
другом варианте отсасывают ранее слитые на захоронение жидкие радиоактивные
отходы для дальнейшего уменьшения их объема упариванием. В первом случае
при забивании фильтрующего песчаного слоя происходит рост уровня воды в
емкостях ХЖО, что наблюдается, например, при захоронении пульпы фильтроперлита. Во втором случае уровень растет при сбросе в ХЖО недостаточно упарен­
ного кубового остатка выпарных аппаратов, например, при нарушении режима их
работы или аварийном сбросе в ХЖО радиоактивной воды в количестве, превы­
шающем производительность установок для их переработки.
Деконтат содержит растворимые соли, концентрация которых может быть
велика и может составлять 300 г/л и более. Количество взвешенных веществ в
деконтате определяется режимом отсоса; оно, как правило, мало и не превышает
нескольких граммов в расчете на 1 л. Активность деконтата зависит от источника
сброшенной в ХЖО воды и изменяется от 10 до 10 Бк/л, например при аварии с
разгерметизацией твэлов.
Количество фильтрата составляет для блока с РБМК-1000 примерно 7 тыс. м /год.
Появлению деконтата, как правило, предшествует нарушение в режиме эксплуата­
ции оборудования блока спецводоочистки, поэтому количество его может
меняться в широких пределах.
Воды душевых и спецпрачечных в основном загрязнены моющими вещест­
вами, содержание которых может составлять 10 г/л и более; кроме того, другими
загрязнителями являются различные масла и продукты коррозии. Воды образу­
ются при стирке спецодежды и защитных средств. При этом сточные воды душе­
вых, расположенных между зонами строгого и свободного режима, загрязнены в
меньшей степени по сравнению с водами спецпрачечных.
Активность вод спецпрачечных обусловлена наличием радиоактивных аэрозо­
лей в воздухе помещений и радиоактивной пыли на поверхности оборудования.
Эта активность значительна во время ремонтов (особенно со вскрытием загрязненного оборудования) и может достигать 10 Бк/л. Общее количество вод спецпрачечных на современной АЭС составляет 20—30 тыс. м /год.
Активность сточных вод душевых мала и обычно не превышает по отдельным
нуклидам допустимых концентраций, очистка сточных вод душевых выполняется
на установках биологической очистки.
Сбросные воды саншлюзов, предназначенных для обмыва пленочной защитной
одежды, направляются в трапную сеть ЖРО [19].
Регенерационные воды появляются при восстановлении обменной способности
ионообменных материалов установок обработки ЖРО. Воды загрязнены солями,
кислотами, щелочами. Обычно они щелочные. Солесодержание регенерационных
вод может составлять до 50 г/л. Активность их обусловлена вытеснением из иониQ
тов сорбированных нуклидов. Максимальная активность вод (до 10 Бк/л) наблюда­
ется при регенерации катионитных фильтров, включенных в схему дезактивации
основного контура реактора. В среднем активность регенерационных вод состав101

ляет 10 Бк/л. Их общее количество для энергоблока с РБМК-1000 достигает при­
мерно 7 тыс. м /год.
Промывочные воды появляются в результате взрыхления фильтров водой,
гидроперегрузки фильтрующего материала или отмывки его после регенерации.
Основной загрязнитель промывочных вод — взвешенные вещества: продукты
коррозии и мелкодисперсные фильтрующие материалы. Содержание взвешенных
веществ составляет в среднем 0,2—0,5 г/л, солесодержание — менее 1 г/л. Общее
количество промывочных вод, например, для энергоблока с реактором РБМК-1000
составляет около 50 тыс. м /год [19].

ГЛАВА 6
ВИДЫ АКТИВНОСТИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ И ЕЕ РАСЧЕТ

Основные составляющие ионизирующего излучения элементов реакторной
установки следующие: нейтронное и гамма-излучение активной зоны реактора;
захватное гамма-излучение корпуса реактора и внутрикорпусных устройств; излу­
чение теплоносителя первого контура; излучение продуктов коррозии, отложив­
шихся на внутренних поверхностях первого контура и циркулирующих с теплоно­
сителем; излучение сред, перерабатываемых на установках спецводоочистки и
спецвентиляции.
Как указывалось выше, активность теплоносителя первого контура можно подраз­
делить на собственную (кислородную), осколочную и наведенную (коррозионную).
Активность теплоносителя первого контура является исходным показателем
для определения активности в отдельных элементах технологической схемы АЭС.
Непосредственными носителями всех перечисленных активностей и излучений
служат элементы оборудования первого контура, оборудование вспомогательных
контуров АЭС и в некоторой степени оборудование второго контура АЭС.
Собственная (кислородная) активность теплоносителя первого контура
определяется взаимодействием в активной зоне потока нейтронов с изотопами
кислорода, входящего в состав молекул воды, в основном в соответствии с реак­
цией 16 0(и,р) 16N.
Осколочная активность. При работе АЭС с реакторами типа ВВЭР возможно
235

попадание осколков деления

U в теплоноситель первого контура в результате:
235 т т

выхода в контур за счет кинетической энергии ядер-осколков
и в процессе
деления топлива, присутствующего на внешних поверхностях твэлов в качестве
загрязнений, возникающих при изготовлении твэлов; выделения газообразных и
летучих (при рабочих температурах топливной композиции) изотопов продуктов
деления из-под оболочки, через микродефекты в оболочках твэлов (газовая
неплотность твэлов), появляющиеся в процессе работы реактора за счет воздей­
ствия радиационного излучения и нарушения водного режима теплоносителя пер­
вого контура; выхода всего спектра осколков деления в контур при прямом кон­
такте теплоносителя с топливом, возникающего при значительном повреждении
оболочек твэлов.
Наведенная (коррозионная) активность теплоносителя. Уровень наведен­
ной активности определяется: активацией конструкционных материалов активной
зоны реактора с последующей их эмиссией в воду; активацией примесей реактор103

ной воды при прохождении ее через активную зону; активацией пленки продуктов
коррозии в активной зоне реактора.
Основной вклад в коррозионную активность теплоносителя, содержащего нук58,-,

60^

59i7

51^

56хд

54хж

лиды Со, Со, Fe, Сг, Мп, мп, дает активация пленки продуктов корро­
зии в активной зоне. Активация конструкционного материала с последующей его
эмиссией в воду определяет накопление в контуре активности, обусловленной
наличием изотопов циркония.
Кроме того, не исключена возможность присутствия в теплоносителе первого
контура следов трансурановых элементов из-за возможного нарушения герметич­
ности оболочек твэлов. Например, для реактора ВВЭР изотопный состав транс239

урановых элементов в первом контуре примерно следующий: 50 %
241

Ри; 30 %

242

Am и
Cm и 20 % изотопов урана. Удельная активность теплоносителя пер­
вого контура, обусловленная наличием в нем трансурановых элементов, состав—9

—10

ляет 10 —10 Ки/л, т.е. находится на уровне предельно допустимых концентра­
ций и может не учитываться.
Расчет активности, обусловленной накоплением активных нуклидов в техно­
логических элементах АЭС, проводится на основе решения балансового диффе­
ренциального уравнения

Um=a(t)-b(t)Q(t),
где Q{i) — полная активность нуклида в рассматриваемом технологическом эле­
менте АЭС; a(i) — скорость роста активности в рассматриваемом элементе;
b(i) — скорость снижения активности в рассматриваемом элементе.
Для расчета рекомендуется использовать известные расчетные программы,
предназначенные для определения накопленной активности отдельных нуклидов
из рассматриваемой их смеси, изменения ее во времени, а также изменения суммар­
ной активности рассматриваемых нуклидов (в том числе по составляющим актив­
ности газообразных и твердых веществ) в отдельных элементах технологических
схем, которые имеют место при протекании большинства технологических процес­
сов. При этом рассматриваются основные активные нуклиды с осколочной и корро­
зионной активностями, существенные с точки зрения радиационной безопасности.
Для переходных режимов при отклонении технологических процессов от
номинального, а также для аварийных ситуаций программы позволяют оценить
изменение активности и соответствующее изменение радиационной обстановки в
помещениях АЭС.
Определение параметров спектра гамма-излучения смеси радионуклидов сво­
дится к нахождению гамма-активности в каждом интервале энергии гамма-кван­
тов, эффективности энергии излучения для данного интервала, суммарной гаммаактивности всего спектра нуклидов. Рекомендуется использовать пятигрупповое
приближение со следующими интервалами энергии: 1-я группа — 0,03—0,3 МэВ;
2-я группа — 0,3—0,6 МэВ; 3-я группа — 0,6—1,2 МэВ; 4-я группа — 1,2—
1,8 МэВ; 5-я группа — более 1,8 МэВ.
104

скорость изменения числа радиоактивных ядер /-го нуклида п( в объеме топ­
лива при работе реактора под нагрузкой [20]
dw,.
-Z^Qi-U
(6-1)
где у,- — скорость убыли /-х ядер; Q. — скорость образования /-х ядер:
Qi-Nwvt;

(6.2)

здесь N — тепловая мощность реактора, Вт; w = 3,1 • 10 дел/(Вт • с); vt — число
ядер /-го осколка, приходящихся на один акт деления исходного ядра.
Скорость убыли
;, = (*, + / > , ,
(6.3)
где Xt — постоянная распада /-го нуклида, 1/с; Pt — вероятность утечки /-го нук­
лида из-под оболочки негерметичного твэла в теплоноситель, 1/с.
С учетом (6.2) и (6.3) уравнение (6.1) можно записать в виде
<

^f=Nwvi-(Xi

+ Pi)ni.

(6.4)

Решение (6.4) для нулевых граничных условий имеет вид

-«-М7.С 1 -

]'

(65)

При длительной работе реактора [(Xt + P^t] » 1, концентрация активных нук­
лидов ni достигает насыщения, т.е.
оо
Nwvt
"г
= л
ТГ'

(6-6)

ДЛЯ долгоживущих нуклидов [(X. + Pj)t] « 1, т.е.
n^Nwvf.
(6.7)
Активность, обусловленная наличием радиоактивного нуклида с концентра­
цией ni [20],

л,(0 = V,.(0-

(6-8>

Для нулевых граничных условий, исходя из (6.5) и (6.8), получаем

Соответственно для активности насыщения
оо Nwv.Xt
i

i

Для долгоживущих нуклидов
Ai(i) = Nwvfo.

(6.11)
105

Уравнения (6.9)—(6.11) позволяют получить активность, обусловленную /-м
нуклидом, для всей топливной загрузки ядерного реактора.
Если доля негерметичных твэлов равна £, то в единицу времени из ядерного
топлива в теплоноситель попадает /-й нуклид с активностью
qWt=tAr

(6-12)

Вторым источником продуктов деления, поступающих в теплоноситель, явля­
ется технологическое загрязнение поверхности твэлов составляющими ядерного
топлива [20] с активностью
q

h

=

ш(ту^>

(6ЛЗ)

235

где т — масса

92

U на поверхности оболочек твэлов; М— масса полной загрузки

235.,

92 U

активной зоны реактора.

~

235.т

239п

Очевидно, что в состав технологического загрязнения входят 9 2 U и 94 Ри.
Однако составляющая активности, обусловленная их наличием, невелика, и ею
можно пренебречь.
235

Масса

92

U на оболочках твэлов
т = aS,
235

—5

2

где а — плотность загрязнения (для 92 U а = 10 г/м ); S — площадь поверх­
ности твэлов.
Предполагается, что осколки и продукты деления изотропно распределены по
углам вылета, т.е. только половина из них поступает в теплоноситель. Суммарная
активность /-х продуктов деления, выходящих в теплоноситель в единицу вре­
мени, составляет [20]
Яг=Ят+Яь(6.14)
Накопление активности, обусловленной /-м продуктом деления в теплоносителе,
- ^

=

Я1-{Х^Х^Хп)Атг

(6.15)

Здесь АТН — активность теплоносителя, обусловленная /-м радионуклидом; Х0 =
= ц>роч/Мтн; Хп = KBhlHDn/MTH, где G04 — расход теплоносителя, отбираемого для
очистки на фильтрах; Dn — паропроизводительность реактора; Мтн — масса теп­
лоносителя; ср, — эффективность очистки теплоносителя от /-го радионуклида;
/^вын — коэффициент выноса /-го радионуклида паром.
Очевидно, что для некипящего реактора
D n = 0;Xn = 0.
106

Для случая стационарной работы реактора решение уравнения (6.15) имеет вид

Для случая достижения состояния насыщения по z-му радионуклиду уравнение
(6.15) записывается как

С учетом массообмена радионуклидами между теплоносителем и стенками
контура [20]
оо _
A

™i

?Ду + ^ z )

" (*.<) + Л , + Ь п ) ( у + *.,) +©А.'

^6Л8^

где со — постоянная осаждения радионуклида на стенки контура; у — постоянная
смыва радионуклида из отложений на стенках в теплоноситель.
Инертные радиоактивные газы практически не удаляются системой очистки и
не осаждаются на стенках контура (к0 = 0, со = 0), т.е. в приложении к радиоак­
тивным газам активность теплоносителя, обусловленная /-м нуклидом,

•С, - ф^-

(«.и»

Полная активность теплоносителя, обусловленная значимыми радионуклидами,

4." Z V

(6.20)

i= 1

Удельная активность теплоносителя

(6-21>

«™-4.'ч.Удельная активность пара (для кипящего реактора)
а =К а . *
Активность, обусловленная выносом с паром в единицу времени,
?„ = « A = U H Для радиоактивных газов
9г = 9

К
5ГТТ.*9п

= д

'

(6.22)
(6-23)
(6,24)

т.е. практически все радионуклиды, попадающие с газами в теплоноситель, уно­
сятся паром в турбину.
Активность z-ro радионуклида на поверхностях контура, омываемых теплоно­
сителем [20],
ОО

©i

оо

\ - ;-гх>/

("»>
107

Таблица 6.1. Константы основных реакций активации воды и бора
Реакция

28

2

Период полураспада Тт

Энергия гамма-квантов, МэВ

1,9 -10"5

7,38 с

6,13; 7,12

0(р, a) , 3 N

4-Ю" 8

10 мин

0,511

0(>7,/?)17N

5,2-10" 6

4,1 с

~ 1 нейтрон

,8

0(«,/7) 18 F

8-Ю"6

111 мин

0,511

,8

0(л,у) , 9 0

2,1 • 10"*

29 с

0,20

0(/7, a) С

4,0

5568 лет

—

B(A7, 2tf)3H

2-Ю" 2

12,26 лет

—

,6

0(*,/>) ,6 N

16
17

,0

Сечение активации 10 , м

Как указывалось выше, собственная (кислородная) активность водного тепло­
носителя определяется взаимодействием нейтронов с ядрами изотопного кисло­
рода, а также бора, если реактор имеет борное регулирование (табл. 6.1).
Удельную активность водного теплоносителя, обусловленную /-м нуклидом
(без учета выгорания ядер после К циклов циркуляции), можно оценить выраже­
нием

«wo-.-*")

-(К+

ЛМ 1

\)\{Т

-X../'

(6.26)

-х'г

1

1- е

где / = р^Ф(Е)а1(Е) d£; а^Е) — сечение активации /-го нуклида-мишени; pf.—
ядерная концентрация нуклида-мишени в теплоносителе; Ф(Е) — усредненная
плотность потока нейтронов; т — время движения теплоносителя в зоне нейтрон­
ного облучения; К — число циклов циркуляции; Т — период полного цикла цир­
куляции; /' — время движения теплоносителя от зоны облучения до расчетной
точки.
С учетом очистки теплоносителя и возможных утечек его из контура формулу
(6.26) [26] можно записать в виде
< . , = / ( . -е * - ) ]

где Х'0

—гт-т— е

- ( ^ + 4)71 -е

(6.27)

; G — утечки из контура.

Зная тепловую мощность реактора (поток нейтронов), константы основных
реакций активации теплоносителя, постоянные распада для каждого /-го нуклида
и временные характеристики движения теплоносителя по контуру, можно оценить
распределение собственной активности теплоносителя по контуру.
108

Расчет осколочной активности теплоносителя выполняется при условии
известных геометрических характеристик контура, активной зоны, топливной таб­
летки, числа твэлов в активной зоне, тепловой мощности реактора, расхода тепло­
носителя, отбираемого на очистку, объема неорганизованных утечек, степени
очистки теплоносителя на фильтрах.
Механизм загрязнения теплоносителя продуктами деления через микроде­
фекты в твэлах может быть описан следующей системой уравнений:

+ (г, + 2^)МЪ;

*К
F.
— а = Ko2-2Ma-(Kc2
AD.

-J

dA

^

= К^

+ X + Z)Ma;

+ Щ + К^

+

К^-

« <,fZ) B + XM p -(<,+*')/),,;

^At = Кг т Ч + *". - « 2

+

».' + Z')Da,

где Мв, М, Мй — общее число материнских ядер /-го нуклида в теплоносителе, на
поверхности контура циркуляции и на поверхности-активной зоны соответственно;
DB, D , D a — те же параметры для дочерних нуклидов; Ко1, Ко2, К^х, К^2 — посто­
янные осаждения /-го материнского и дочернего нуклидов на поверхностях кон­
тура и активной зоны соответственно, м/(см • с); Кс1, Кс2, К^х , К'с2 — постоянные
смыва /-го материнского и дочернего нуклидов с поверхностей контура и активной зоны соответственно, м/(см • с) (см. табл. 6.2); Mr, DT — общее число ядер
/-го материнского и дочернего нуклидов в топливе; KD, K'D — эффективные коэф­
фициенты выхода продуктов деления из микродефектов твэлов в приложении к /-му
материнскому и его дочернему нуклидам, с - ; rj — постоянная утечки теплоносителя из первого контура, с \V— объем первого контура, м ; Х^ — постоянная очис­
тки теплоносителя на фильтрах; Z — постоянная активации; Z ^ = ZTIt\ Т —
время полного цикла циркуляции, с; / — текущее время, с; А,, А/ — постоянные рас109

Таблица 6.2. Коэффициенты миграции радионуклидов в теплоносителе
Радионуклид

KD,c-1

^о1,м/(см2«с)

Ко2, м/(см 2 • с)

#с1,м/(см2-с)

Кс2,м/(см2

• с)

Хе

1,3-ю"10

0

0

0

0

I

1,3-10" 1 0

ю-5

ю-5

ю-11

ю-11

—

4,6-10" 7

2,8-10" 8

1,8-10" 8

1,8-10" 8

54

Мп

пада для материнских и дочерних ядер; F , F& — площади поверхностей контура и
2

активной зоны, м .
Расчеты показывают, что, например, наиболее заметный вклад в активность тепло*

133

носителя реактора ВВЭР-1000 вносят такие нуклиды, как
131

7

3

I (~ 1,35 • 10 Бк/см );

137

5

8

3

Хе (~ 3,7 • 10 Бк/см );

3

Cs (~ 7,4 • 10 Бк/см ) при суммарной активности теп8

3

лоносителя, равной примерно 5,85 • 10 Бк/см .
Расчет коррозионной активности теплоносителя выполняется при известных
значениях плотностей потоков тепловых и быстрых нейтронов, площадей поверх­
ностей первого контура и элементов реактора, а также скоростей коррозии эле­
ментов.
В табл. 6.3 приведены характеристики нуклидов, необходимые для расчета кор­
розионной активности.
—8

2

Скорость коррозии нержавеющей стали составляет 7,67 -10 г/(м • с), цирко­
ния — 6,95 • 10~9 г/(м2 • с). Вероятность осаждения продуктов коррозии на поверх­
ности равна примерно 3,5 • 10" , вероятность смыва их с поверхности — около
5-Ю"8.
Таблица 6.3. Характеристики нуклидов, определяющих
коррозионную активность теплоносителя
Активируемый
изотоп
50

Сг

Микросечение
активации,
Ю-24 см2

Доля нуклида
в естественной
смеси

Доля нуклида
в материале
системы

Ядерная
плотность,
1/см3

13,5

0,0431

0,20

7,82

51

Сг

27,7 сут

Активный
изотоп

Период
полураспада

54

Fe

1,43

0,0584

0,65

3,22

55

Fe

2,72 года

58

Fe

1,0

0,0031

0,65

1,71

59

Fe

45,1 сут

55

Mn

13,2

1,0

0,02

1,72

56

Mn

2,58 ч

59

Со

36,3

1,0

0,00077

5,62

60

94

Zr

0,09

0,174

1,0

7,4

95

Zr

64 сут

96

Zr

0,1

0,028

1,0

1,19

97

Zr

17ч

58

Ni

0,107

0,678

0,10

5,48

58

Co

70 сут

54

Fe

0,267

0,0584

0,65

3,22

54

Mn

312 сут

ПО

Со

5,27 года

Возможен учет выгорания отдельных радионуклидов, что несколько повысит
точность расчета активности.
Динамика изменения активности теплоносителя, обусловленная продуктами
коррозии элементов контура, может быть представлена в виде:
d#B

/

dN

Fn

F,\

F

i f = Kali".-**",!
dn

if = ^^ B +^ cl « p +^ 2 » a -(^+^ 0ll E+^ 027 a +x)« B +
ZC K F a (l-e-")

i f - *oi-j4-(*ci+*)V
1 7 = ^о27»в + ZNa - (Ko2 + Х)пл,
где NB, N , Na — число ядер-мишеней и радиоактивных ядер нуклидов ив, п , ла
в воде, на поверхностях контура и активной зоны соответственно; Ск — скорость
коррозии данного материала.
Для установившегося режима работы реакторной установки при / —» °о реше­
ние системы имеет вид:
C„F_
N. =

р

*cl г Ч '
=

а

^о2^а ^ Е .

*с2 У h

"в = Т

'

г к с2 + х

лр = ^ - В - г2 - Z

Ч

"

а

F

А

'

*o1*o2

(*с1 + W c 2 + *)

А

Z
F~
*о2
^ Г +
1 ^**>
° 2 ^а
к о2 + х к Г KC2 + X J * C 2 Г

CKFp

111

где
F (
Ф

V

{

°

К Ж Л

F (

*d+V

V

{

К .К Л
К

с2 + Ч

Итак, основными факторами, приводящими к радиоактивному загрязнению
теплоносителя первого контура, являются дефекты твэлов, технологическое
загрязнение оболочек твэлов делящимися нуклидами и активация продуктов корро­
зии элементов контура. Уровень активности теплоносителя поддерживается на
должном уровне посредством постоянного отбора части теплоносителя на очистку.

СПОСОБЫ ОБРАБОТКИ
ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

Примеси в ЖРО делятся на четыре группы. В первую группу входят нераство­
римые в воде взвеси, песок, продукты коррозии в виде нерастворимых оксидов и
гидроксидов, некоторые органические вещества, например измельченные ионооб­
менные смолы, а также сорбированные на частицах взвеси радионуклиды.
Для удаленная этих примесей используют физико-химические процессы, осно­
ванные на адгезии — прилипании примесей к поверхности фильтрующих матери­
алов, коагуляции — укрупнении частиц за счет слипания их друг с другом, а также
флотации — всплывании частиц на поверхность воды в результате образования
насыщенных газами сгустков. Завершают эти процессы механические способы —
отстаивание и фильтрация [19].
Во вторую группу объединяются примеси, находящиеся в коллоидном состо­
янии (тонкодисперсные образования), и высокомолекулярные вещества. К приме­
сям этой группы относятся минеральные масла, различные моющие препараты,
некоторые органические вещества, используемые для дезактивации, радиокол­
лоиды, а также органоминеральные частицы почв и грунтов, поступающих с присосами охлаждающей воды. Основным способом очистки воды от этих примесей
является соосаждение с коагулянтами (можно применять и метод обратного
осмоса).
Третья группа веществ включает в себя мол екулярно-р а створимые соедине­
ния — растворенные газы и некоторые органические соединения. Наиболее
эффективными процессами удаления из воды веществ этой группы являются дега­
зация и абсорбция на высокоразвитой поверхности некоторых твердых материа­
лов, например активированных углей.
Четвертая группа включает в себя электролиты — вещества (активные и
неактивные), диссоциирующие в воде на ионы. Очистка воды от этих веществ
основана на связывании ионов в малорастворимые соединения (соосаждении),
удалении из раствора растворителя (воды) и концентрировании примесей в кубо­
вом остатке {дистилляции), наконец, на использовании ионообменных реакций,
протекающих на поверхности твердых ионообменных материалов [19]. Находят
применение и такие способы, как обратный осмос, электродиализ.

7.1. Соосаждение
Соосаждение — это захват примесей (микрокомпонентов) осадком макроком­
понентов. Соосаждение как способ обработки радиоактивных вод находит приме­
нение в ядерной энергетике в виде двух методов — объемной коагуляции и
соосаждения с кристаллическими осадками.
113

Объемная коагуляция. Коагуляцией называют укрупнение коллоидных или
грубодисперсных частиц в результате их слияния под действием молекулярных
сил сцепления. При обработке воды методом коагуляции радионуклиды осажда­
ются совместно с осадками гидроксидов алюминия или железа [19].
Гидроксиды алюминия и железа образуются в результате гидролиза солей этих
металлов. В качестве коагулянтов обычно используют сульфаты алюминия и
железа, иногда применяют их хлориды. Так как в результате гидролиза выделя­
ется свободная кислота, то для ее нейтрализации необходимо добавить в воду
щелочь или кальцинированную соду Na 2 C0 3 .
Кроме растворимых радиоактивных загрязнений коагулянты обеспечивают
более полное осаждение взвешенных и коллоидных частиц, содержащихся в воде.
Хлопья гидроксида железа крупнее и тяжелее хлопьев гидроксида алюминия,
поэтому, использование в качестве коагулянта солей железа более удобно. Почти
все радионуклиды гидроксидом железа удаляются лучше, чем гидроксидом алю­
миния. Возможно применение и диоксида марганца.
Диоксид марганца обладает более сильными сорбционными свойствами и
образует более плотный осадок. Коагуляция диоксида марганца применяется в
установках, где требуется более высокая очистка, например в схемах регенерации
борной кислоты.
Степень соосаждения радионуклидов с коагулянтами определяется в первую
очередь состоянием их в воде (взвесь, коллоид, ионная форма и др.). Так, радио­
нуклиды Zn, Sr, Zr, Nb, Се, находящиеся в воде в гидролизованной форме, почти
полностью извлекаются Мп0 2 . Коэффициент очистки Коч = Андя1Акон (где АН2П и
Акон — активности воды до очистки и после нее) составляет 100, в то время как
радионуклиды Cs диоксидом марганца почти не сорбируются.
Гидроксид алюминия удовлетворительно очищает воду от радионуклидов Zr,
Nb, Ru, Се (Коч = 5 -И0). Практически не удаляются находящиеся в ионной форме
Sr, I, Cs.
При использовании гидроксида железа коэффициент очистки для радионуклидов
Zr, Nb, Се возрастает до 10—100, для Ru — до 5—25, для I — примерно до 1,5.
В целях увеличения степени очистки воды от радионуклидов методом объем­
ной коагуляции процесс интенсифицируют добавлением в обрабатываемую воду
сорбентов и реагентов, образующих с радионуклидами труднорастворимые соеди­
нения. Например, добавление размолотого (с крупностью частиц 0,1—0,5 мм)
активированного угля увеличивает коэффициент очистки для йода до 3—8, для
рутения до 5—8, для циркония до 50, для церия до 100. Добавление нитрата
серебра, с которым йод образует труднорастворимое соединение, повышает коэф­
фициент очистки для радионуклидов йода до 10—12.
Соосаждение с кристаллическими осадками. Если радионуклид присут­
ствует в растворе в ионном или молекулярно-дисперсном состоянии, то он может
соосаждаться с определенными кристаллическими осадками при их образовании
в растворе. Широко применяется способ содово-известкового умягчения воды.
При умягчении происходят включение ионов стронция в кристаллическую
89

90

решетку СаСОэ и соосаждение радионуклидов Sr и Sr с карбонатом кальция.
Удаление стронция осуществляется пропорционально снижению жесткости и
более эффективно при повышении температуры и увеличении дозировки соды и
114

извести. При одноразовой обработке воды (без нагревания) Коч « 2, но при нали­
чии нагрева при 10—15-кратном осаждении коэффициент очистки Коч » 1000.
Очистка воды от радионуклидов возможна с применением метода фосфатной
коагуляции, в ходе которого вода, имеющая высокую жесткость, обрабатывается
фосфатами калия или натрия (с добавлением щелочи). При этом для радионукли­
дов стронция Коч = 200 ч-1000, для циркония и ниобия Коч = 100 ч-200. Для удале137

ния радионуклидов

Cz фосфатная коагуляция малоэффективна (удаляется всего

137

15 % Cz). Радионуклиды йода также практически не удаляются из воды.
К недостаткам метода соосаждения можно отнести: относительно большой
расход реагентов; необходимость достаточно точной дозировки их и поддержания
определенной температуры воды и рН; образование большого количества РАО в
виде пульпы. Метод соосаждения применяется в качестве предварительной очистки
перед дистилляцией [19].
Процесс соосаждения осуществляют в основном в осветлителях ЖРО. Освет­
литель предназначен для осаждения из ЖРО взвешенных и коллоидных активных
и неактивных загрязнений, а также удаления некоторых катионов при проведении
соосаждения с кристаллическими осадками (например, при содово-известковой
обработке). Все перечисленные загрязнения в виде осадка скапливаются в нижней
части осветлителя и периодически удаляются на хранение.
Из числа радионуклидов, содержащихся в исходных ЖРО, в основном удаля­
ются те, которые находятся при данных условиях в нерастворенном состоянии
или сорбируются на продуктах коррозии (в основном оксидах железа).
Для устойчивого оседания хлопьев гидроксида железа и алюминия необходима
малая скорость восходящего потока воды (около 1 мм/с, т.е. 3—4 м/ч), а следова­
тельно, большая площадь сечения осветлителя. К недостаткам осветлителя
помимо больших габаритных размеров относятся низкий коэффициент очистки и
сложность хранения плохо отстаивающегося радиоактивного шлама.
Осветлители предназначены для обработки вод, в значительной степени загряз­
ненных механическими примесями (например, неорганизованных прогечек), в
качестве первой ступени очистки. Конструкция
осветлителя представлена на рис. 7.1. Жидкие^
радиоактивные отходы, в которые предварительно
вводятся реагенты, подаются через патрубок 5 в
воздухоотделитель б. Отделившийся от воды воз­
дух через сдувку 7 удаляется в систему спецвенти­
ляции, а вода по трубе 10 опускается в нижнюю
часть собственно осветлителя 11. Крупные мехаРис. 7.1. Осветлитель:
1 — опора; 2 — перепускная труба; 3 — перфорированный
кольцевой трубопровод; 4 — корпус; 5 — патрубок для входа
ЖРО; б — воздухоотделитель; 7 — сдувка; 8 — крышка; 9 —
патрубок для выхода очищенной воды; 10 — перепускная труба;
И — область осаждения; 12 — патрубок для выхода очищенной
воды из шламоуплотнителя; 73, 14 — патрубки для удаления
шлама; 15 — шламоуплотнитель
115

нические примеси оседают в конусной части аппарата, а вода с малой скоростью
поднимается вверх. При этом происходит слипание частиц под действием коагу­
лянта, т.е. образуется слой взвешенного шлама, играющего роль фильтра. Из верх­
ней части данного фильтрующего слоя вода (вместе с частью шлама) через перепуск­
ные трубы 2 поступает в шламоуплотнитель 75. Часть очищенной воды отводится
через патрубок 9, шлам в шламоуплотнителе отстаивается (уплотняется), и другая
часть очищенной воды отводится через перфорированную кольцевую трубу 3 и пат­
рубок 12. Количество шлама составляет примерно 1 % расхода ЖРО.
7.2. Фильтрация
ДЛЯ ОЧИСТКИ ВОДЫ ОТ взвешенных частиц используется фильтрация воды через
слой зернистого материала. Очистка воды фильтрацией обусловлена, с одной сто­
роны, адгезией взвешенных частиц на поверхности материала зернистого слоя, а с
другой — механическим задержанием взвеси в порах, образованных зернами
фильтрующего материала. Если взвешенные частицы и фильтрующий материал
имеют различные знаки заряда, то в процессе сближения частиц участвуют и
электрические силы.
Различают два режима фильтрации через слой зернистого материала — мед­
ленный и быстрый.
Для медленной фильтрации характерны низкие скорости и, следовательно,
очень большие площади фильтрующей поверхности, измеряемые тысячами квад­
ратных метров. В практике обработки радиоактивных вод такой способ применя­
ется в виде фильтрации вод, содержащих большое количество моющих веществ
(воды спецдушевых), через песчаный грунт, так называемые поля фильтрации.
При медленном просачивании воды через песок в самом верхнем его слое толщи­
ной несколько сантиметров на поверхности песчинок образуется тонкая илистая
пленка, состоящая из биологической массы — продуктов жизнедеятельности мик­
роорганизмов. Эта пленка выполняет основную функцию по очистке воды от
органических и радиоактивных загрязнений. Очистка осуществляется как прос­
тым фильтрованием взвешенных радиоактивных частиц, так и сорбцией и биоло­
гическим поглощением растворенных и коллоидных радионуклидов.
В самом верхнем слое песка толщиной около 8 см сосредоточено 90 % всех
радиоактивных продуктов, в следующем слое (толщиной около 20 см) — 8 %, а в
остальном материале (толщиной примерно 170 см) — только 2 %. Наиболее полно
удаляются при этом радионуклиды Zr, Y, Се, для которых Коч = 5 + 30. Хуже
удаляются 90Sr, 106Ru, 1311 (Коч < 2).
Недостатком медленной фильтрации является наличие большого количества
радиоактивного песка (верхний слой), сбор и удаление которого на захоронение
представляют серьезные технические трудности. Промывка песка нерациональна,
так как образуется большое количество жидких радиоактивных отходов, требую­
щих дальнейшей переработки.
Очистка методом быстрой фильтрации осуществляется посредством пропуска
воды под напором, создаваемым насосом, через слой крупнозернистого (насыпные
фильтры) либо порошкообразного (намывные фильтры) фильтрующего материала.
Выпускаемые промышленностью крупнозернистые фильтрующие материалы имеют
размер частиц от 0,3 до 1,5—2 мм, порошкообразные — от 0,04 до 0,08 мм.
116

При быстрой фильтрации хорошо удаляются только радионуклиды, предвари­
тельно связанные с хлопьями коагулянта или сорбированные на продуктах корро­
зии, например оксидах железа. Поэтому быстрая фильтрация используется чаще
всего совместно с объемной коагуляцией в качестве предварительной ступени
очистки. Хорошо сорбируются радионуклиды коррозионного и осколочного про­
исхождения, находящиеся в дисперсном состоянии: 51Сг, Mn, 59Fe, 64Cu, 95Zr,
La, Се, для них Коч = 15 ч- 20. Хуже удаляются радионуклиды, находящиеся в
ионном состоянии: 24Na, 60Со, 90Sr, 106Ru, 131I, 137Cs, 140Ba. При использовании в
качестве фильтрующего материала активированного угля степень очистки для
радионуклидов Ru и I повышается и составляет соответственно около 95 и 83 %
(Коч = 20 и 6).
Для более эффективной очистки воды фильтрующий материал должен иметь
высокую пористость. Этому условию удовлетворяют используемые в ядерной
энергетике перлит, диатомит, активированный уголь и искусственные высокотем­
пературные сорбенты.
Эффективно удаляются взвешенные вещества с помощью материалов, вблизи
поверхности которых частицы взвеси теряют свой электрический заряд, в резуль­
тате чего улучшаются условия слипания и образования более крупных агрегатов.
Примером таких материалов являются иониты, вблизи поверхности которых име­
ется диффузионный слой противоионов. Так как частицы продуктов коррозии
имеют, как правило, отрицательный заряд, в качестве загрузки механических
фильтров должны использоваться катиониты, причем предпочтение должно быть
отдано материалам с развитой поверхностью, например сульфоуглю. Использова­
ние анионитов менее эффективно, так как в их диффузионном слое отрицательно
заряженные частицы получают дополнительный заряд, что приводит к их взаим­
ному отталкиванию и проскоку через фильтрующий материал. Хорошим фильтру­
ющим материалом для механических фильтров в условиях АЭС является смешан­
ная загрузка (катионит плюс анионит), хорошо задерживающая частицы
продуктов коррозии, имеющие как отрицательные, так и положительные заряды.
В процессе улавливания взвешенных частиц фильтрующий материал загрязня­
ется, в результате чего возрастает его гидравлическое сопротивление или наблю­
дается проскок взвешенных частиц в фильтрат. Последнее характерно для активи­
рованного угля и искусственных высокотемпературных сорбентов. Для удаления
загрязнений фильтрующий материал промывают потоком воды снизу вверх с рас­
ходом, обеспечивающим расширение загрузки примерно в 1,5 раза, что позволяет
зернам фильтрующего материала свободно перемещаться в потоке воды. Отрыва­
ющиеся с поверхности зерен частицы загрязнений и измельченные частицы филь­
трующего материала удаляются вместе с водой. Для повышения эффективности
промывки и снижения расхода промывочной воды производится взрыхление
фильтрующего материала сжатым воздухом.
Загрязненный фильтрующий материал намывных фильтров не промывается, а
совместно с радиоактивными загрязнениями удаляется на захоронение. Высоко­
температурные сорбенты помимо водной промывки подвергаются химической
регенерации растворами кислот. Периодической регенерации подвергаются также
катиониты в механических фильтрах [19].
117

Насыпные фильтры в зависимости от загруженного фильтрующего материала
используют для очистки ЖРО от механических, коллоидных и ионных примесей,
что приводит к удалению из воды радионуклидов. Коэффициент очистки насыпных
фильтров для механических примесей равен 2,5—3, для коллоидных (масла) —
2—2,5, для ионных — примерно 10. Коэффициент дезактивации насыпного
фильтра изменяется от 15 (радионуклиды Cr, Mn, Си, Fe) до 10 —10 ( ЧМа,
90
Sr, ,31 I, 137Cs).
В качестве примера на рис. 7.2 представлена конструкция насыпного фильтра
АФИУ-1,0-10К (фильтр ионообменный, угольный с защитным кожухом). Ввод
ЖРО в фильтр осуществляется через верхнее распределительное устройство 4.
Через это устройство также отводится промывочная вода после промывки филь­
тра, вводятся регенерационные и дезактивационные растворы. Очищенная вода
покидает фильтр через нижнее распределительное устройство S, состоящее из
коллекторов и набора щелевых труб. Через нижнее распределительное устройство
также подводятся сжатый воздух и вода для взрыхления и промывки фильтрую­
щего материала. Для гидравлической выгрузки и загрузки материала фильтр снаб­
жен специальными патрубками 7 и 5. Сдувка воздуха осуществляется из верхней
части фильтра [19].
Фильтры для обработки ЖРО в основном монтируются в необслуживаемых
боксах. Защитный кожух засыпается чугунной дробью. Диаметр насыпных фильтров
колеблется в пределах 600—3000 мм, расчетное давление составляет 1—14 МПа, рас­
четный объемный расход ЖРО — 24—900 м3/ч, высота фильтрующего слоя —
1000—2700 мм.
Для предупреждения поступления фильтрующего материала в очищенную
воду при нарушении целостности нижнего распределительного устройства на
выходе всех установок обработки радиоактивных
вод располагаются фильтры-ловушки. Они пред­
ставляют собой цилиндрический корпус со сфе­
рическим днищем и плоской съемной крышкой. В
корпусе установлена съемная трубная доска, в
которой закреплены щелевые дырчатые трубы.
Предусматривается подвод воды и сжатого воз­
духа в верхнюю и нижнюю части фильтраловушки для промывки от задержанных фильтру­
ющих материалов.
Намывные фильтры в зависимости от применя­
емого фильтрующего материала могут быть как
механическими (сорбционными), так и ионообменРис. 7.2. Фильтр насыпной:
/ — патрубок для отвода отфильтрованных ЖРО и подвода
промывочной воды; 2 — патрубок для опорожнения фильтра;
3 — патрубок для гидрозагрузки фильтрующего материала;
4— верхнее распределительное устройство подвода ЖРО и
отвода промывочной воды; 5 — сдувка; 6 — защитный кожух;
7 — патрубок для гидровыгрузки фильтрующего материала;
8 — нижнее распределительное устройство
118

ными. Коэффициент очистки намывного фильтра для механических примесей
(продуктов коррозии) составляет 2—20, для коллоидных — 2,5—3,0, для ионных —
не менее 10. Коэффициент дезактивации намывного фильтра изменяется в тех же
пределах, что и насыпного.
В отличие от насыпного фильтра в намывном вода фильтруется через тонкий
(несколько миллиметров) слой материала. В практике обработки радиоактивных
вод АЭС в качестве материала чаще всего используются фильтроперлит и смесь
порошкообразных ионитов в Н- и ОН-форме, которые намываются на фильтрую­
щие элементы (патроны). Благодаря большой суммарной фильтрующей поверх­
ности всех патронов намывные фильтры имеют меньшие по сравнению с насып­
ными габаритные размеры. По этой же причине скорость фильтрования в
намывных фильтрах на порядок ниже, чем в насыпных, следствием чего является
более высокая степень очистки.
Фильтрующий материал намывных фильтров не восстанавливается, а после
загрязнения или истощения смывается встречным потоком воды и удаляется в
виде пульпы на хранение. Объем жидких радиоактивных отходов от намывных
фильтров примерно в 3 раза меньше объема таких же отходов от насыпных филь­
тров той же пропускной способности, что является важным преимуществом
намывных фильтров при использовании их в схемах обработки радиоактивных
вод АЭС.
К недостаткам намывного фильтра относятся более сложная по сравнению с
насыпным фильтром конструкция и необходимость предварительного намыва и
периодического удаления фильтрующего слоя, а также более низкая надежность,
связанная со «сползанием» фильтрующего слоя с патронов даже при кратковре­
менном прекращении подачи воды. Тем не менее благодаря меньшим габаритным
размерам, высокому коэффициенту очистки, меньшему объему жидких отходов,
возможности полной автоматизации и работы при высокой температуре воды
намывные фильтры находят широкое применение.
Намывной фильтр (рис. 7.3) состоит из корпуса и съемной сферической
крышки. Между корпусом и крышкой установлена трубная доска с закреплен­
ными на ней фильтрующими элементами, которые представляют собой дырчатую
трубу, обвитую проволокой (рис. 7.4). Диаметр проволоки и шаг навивки выби­
рают таким образом, чтобы зазор между витками был равен 0,1 мм. Фильтр снаб­
жен патрубками для подвода и отвода воды, сжатого воздуха и пульпы фильтрую­
щего материала. Все элементы фильтра изготовляются из нержавеющей стали.
Работа фильтра начинается с намыва фильтрующего слоя, для чего через
фильтр снизу вверх пропускается пульпа фильтрующего материала с концентра­
цией примерно 2,5 г/л. Намыв продолжается до полного осветления воды, возвра­
щаемой на установку приготовления пульпы. Расход фильтрующего материала
составляет примерно 600 г на 1 м площади фильтрующей поверхности. Не прекра­
щая намыва, в нижнюю часть фильтра подают обрабатываемую воду, первые пор­
ции которой также сбрасывают на установку приготовления пульпы. После дости­
жения примерно 50 % номинальной нагрузки фильтра намыв прекращается.
В намывном фильтре очистка воды в основном производится наружной частью
фильтрующего слоя, которая при этом загрязняется, и гидравлическое сопротив­
ление фильтра резко возрастает. Чтобы увеличить продолжительность фильтроцикла, в обрабатываемую воду непрерывно добавляется необходимое количество
119

^

-v

М / ^

А-А
12 отв. равномерно по окружности

Рис. 7.4. Фильтрующий элемент
(патрон):
1 — проволока (навивка); 2 —
дырчатая труба

t
Рис. 7.3. Фильтр намывной АФНм-1,2-10:
I — корпус; 2 — трубная доска; 3 — крышка; 4 — патрубок для слива воды перед регенерацией; 5 —
выход очищенных ЖРО; 6 — патрубок для сброса сжатого воздуха при регенерации; 7 — фильтрую­
щие патроны; 8 — патрубок для входа ЖРО; 9 — патрубок для удаления отработавшего фильтропорошка и подачи суспензии для намыва на патроны

фильтрующего материала, т.е. выполняется непрерывное обновление наружной
части фильтрующего слоя на патронах.
Во время работы намывного фильтра контролируют нагрузку, не допуская ее
снижения более чем на 50 % во избежание «сползания» фильтрующего слоя.
Критерием отключения фильтра и замены фильтрующего слоя (регенерации)
является увеличение на нем перепада давления до 0,5 МПа или истощение ионо­
обменной смолы. В настоящее время в ядерной энергетике находит применение
«шоковая» регенерация, дающая наименьшее количество жидких отходов. Фильтр
отключают и через патрубок 6 (см. рис. 7.3) в него подают сжатый воздух, кото­
рый вытесняет воду из нижней части фильтра через фильтрующие элементы в
верхнюю часть, откуда она сливается через патрубок 4. После снижения уровня
воды в нижней части фильтра на 100 мм ниже трубной доски, а в верхней части на
50 мм выше нее слив воды прекращается, а в фильтре создается давление не
менее 0,5 МПа. Затем под трубной доской давление резко сбрасывается, для чего
патрубок 6 через электромагнитный клапан со временем сбрасывания около 0,15 с
сообщается с атмосферой. Из-за резкого перепада давления находящиеся над
трубной доской вода и воздух устремляются через фильтрующие элементы в ниж­
нюю часть фильтра, происходит гидравлический удар («шок»), в результате кото120

Рис. 7.5. Электромагнитный фильтр АФЭм-1,15-10:
/ — нижнее распределительное устройство; 2 — корпус; 3 —
патрубок для выхода очищенных ЖРО и промывочной воды;
4 — патрубок для загрузки шариковой засыпки; 5 — верхнее
распределительное устройство; 6 — шариковая засыпка; 7 —
соленоид; 8 — патрубок для выгрузки шариковой засыпки;
9 — патрубок для ввода исходных ЖРО и отвода промывоч­
ной воды

рого фильтрующий слой малым количеством
воды удаляется с фильтрующих элементов (патро­
нов) и вместе с водой через патрубок 9 направля­
ется на хранение. На очищенные патроны намы­
вается свежий слой фильтрующего материала.
Диаметр намывных фильтров составляет
400—1200 мм, расчетное давление — 1,0 МПа;
производительность по ЖРО — 10—100 м /ч.
Для удаления из воды магнитных продуктов
коррозии нашли применение электромагнитные
фильтры [19]. Конструкция фильтра представ­
лена на рис. 7.5. Фильтр состоит из корпуса 2,
окруженного обмоткой соленоида 7 и содержа­
щего засыпку из стальных шариков диаметром
6—7 мм. Под действием магнитного поля соле­
ноида оксиды железа располагаются между
шариками в виде концентрических сфер; при
этом электромагнитный фильтр частично работает и как механический фильтр.
Соленоид 7 работает на постоянном токе напряжением до 500 В. Степень очистки
ЖРО от магнитных продуктов коррозии зависит в основном от «железоемкости»
фильтра, т.е. от количества оксидов железа, приходящихся на 1 кг шариковой
засыпки, и с ростом «железоемкости» снижается. Реальное значение «железоем­
кости» составляет 1,5 г/кг. Высота слоя шариковой засыпки колеблется в пределах
500—1000 мм, производительность по ЖРО составляет 100—3600 м3/ч, мощность
соленоида — 16—140 кВт.

7.3. Дистилляция
ДИСТИЛЛЯЦИЯ — один из наиболее эффективных способов очистки ЖРО от рас­
творимых солей. Дистилляцию проводят, испаряя ЖРО в дистилляторах (испари­
телях, выпарных аппаратах) с последующей конденсацией пара в охладителях
(конденсаторах).
Очистка воды основана на весьма малой растворимости примесей в паре.
Переход вещества из кипящей воды в пар снижается с уменьшением давления
пара и при значениях, принятых в практике обработки воды, может не учиты­
ваться.
Загрязнение пара за счет капельного уноса зависит от размера капель, образу­
ющихся при кипении воды, и содержания в них примесей. Так как содержание
примесей в воде, обрабатываемой методом дистилляции на АЭС, велико, капель121

ный унос приобретает основное значение. Загрязнение пара вследствие капель­
ного уноса описывается соотношением
S

u =

5

К.ВС0,

где Sn и SK в — содержание примесей соответственно в паре и кипящей воде; со —
коэффициент механического уноса (влажность пара).
Скорость витания капли тем выше, чем больше ее размер. С ростом давления
скорость витания капли уменьшается, поэтому выпарные аппараты в схемах обра­
ботки РАО работают при низком давлении (около 0,5 МПа).
В целях снижения влияния капельного уноса на чистоту дистиллята обычно
применяют промывку его частью полученного дистиллята. При этом пар барботирует через слой дистиллята (слой флегмы), оставляя в этом слое большую часть
активных примесей. Зачастую используют двухступенчатую промывку пара флег­
мой, что обеспечивает более высокую степень очистки РАО.
Большим преимуществом обработки ЖРО методом дистилляции является то
обстоятельство, что объем вторичных жидких РАО, требующих захоронения,
минимален. Однако следует отметить, что в процессе дистилляции содержащиеся
в перерабатываемых ЖРО радионуклиды йода, а также радиоактивные пары бла­
городных металлов улетучиваются вместе с паром. Кроме того, дистилляция
ЖРО, содержащих поверхностно-активные вещества, малоэффективна вследствие
вспенивания и попадания высокоактивной пены в
дистиллят [19].
В целом же метод дистилляции весьма эффекти­
вен; он обеспечивает высокий коэффициент очист­
ки ЖРО. Выпарные аппараты включены в схемы
обработки ЖРО практически всех АЭС. По сравне­
нию с другими аппаратами, применяемыми для
обработки радиоактивных вод, выпарной аппарат
имеет самый высокий коэффициент очистки —
порядка 10 по отношению к концентрату. Так как
кратность упаривания в выпарных аппаратах равна
20—40, истинный коэффициент очистки составляет
10 —10 по отношению к исходной воде. Хуже очи­
щается вода от коллоидных примесей: коэффициент
очистки для масел, например, не превышает 10 .

Рис. 7.6. Выпарной аппарат [19]:
1 — патрубок для отвода кубового остатка; 2 — патрубок для
отвода конденсата греющего пара; 3 — патрубок для подвода гре­
ющего пара; 4 — греющая камера; 5 — пароперепускной патру­
бок; 6 — жалюзийная ловушка; 7 — гидрозатвор; 8 — патрубок
для подвода реагентов и промывочной воды; 9 — выход вторич­
ного пара; 10 — подвод флегмы; 11 — слой колец Рашига; 12 —
вход пеногасителя; 13 — барботажная тарелка; 14 — сепаратор;
15 — перепускная труба; 16 — патрубок для подвода ЖРО

Выпарной аппарат (рис. 7.6) состоит из греющей камеры 4 и сепаратора 14.
Греющая камера предназначена для испарения ЖРО, а сепаратор — для очистки
пара от капель концентрата (кубового остатка).
Греющая камера представляет собой кожухотрубный теплообменник. В каче­
стве теплоносителя используется пар из коллектора собственных нужд АЭС с дав­
лением до 0,8 МПа, который подается в межтрубное пространство через патрубок
3. Жидкие радиоактивные отходы подаются в нижнюю часть греющей камеры,
поднимаются по трубам, нагреваются и испаряются. Пароводяная смесь через
патрубок 5 переходит в сепаратор. В сепараторе происходит разделение воды и
пара. Вода по перепускной трубе 15 возвращается в греющую камеру, а вторич­
ный пар очищается и через патрубок 9 выходит из выпарного аппарата.
Очистка вторичного пара от капель концентрата происходит в процессе объем­
ной сепарации и последовательного прохождения им жалюзийной ловушки б, бар­
ботажной тарелки 13 и слоя насадки из колец Рашига 11.
Объемная сепарация и жалюзийная ловушка выполняют начальную осушку
пара. На барботажной тарелке происходит промывка пара посредством барботажа
его через непрерывно обновляющийся слой воды. Окончательная осушка пара
осуществляется в слое колец Рашига. Конденсат этого пара называют флегмой.
Нижняя часть слоя колец Рашига заполнена слоем флегмы, проходя через который
пар очищается от мелких капель концентрата. Флегма подается через перфориро­
ванную трубу 10, промывает поднимающийся пар, скапливается в слое насадки, а
из слоя насадки перетекает через гидрозатвор 7 на барботажную тарелку. С уве­
личением уровня флегмы в слое насадки улучшается эффект промывки, но снижа­
ется производительность выпарного аппарата. С барботажной тарелки флегма
сливается в нижнюю часть сепаратора и смешивается с кубовым остатком. Кубо­
вый остаток удаляется из выпарного аппарата через патрубок 7, опущенный до
дна греющей камеры в целях удаления из аппарата шлама.
Выпарные аппараты рассчитаны на давление греющего пара 0.3—0,8 МПа,
имеют площадь поверхности греющей камеры 15—280 м и обеспечивают производительность по выпариваемым ЖРО 0,5—10 м /ч.
Зачастую выпарные установки выполняются многокорпусными. Многокорпус­
ные выпарные установки состоят из нескольких соединенных последовательно
выпарных аппаратов, так что вторичный пар предыдущего аппарата является гре­
ющим паром последующего. Частично выпаренная в первом аппарате вода переО0,д{

ЖРО

fy«2

G

o>b

-*вхжо

Рис. 7.7. Схема потоков трехкорпусной выпарной установки [19]

123

текает из него в последующие (продувка аппаратов), причем в каждом аппарате
испаряется примерно одинаковое количество исходной воды. Оптимальное число
корпусов выпарной установки — три.
Общее количество дистиллята, вырабатываемое трехкорпусной выпарной уста­
новкой,
бобщ = Go(?i + Чг + ?з)>
где G0 — расход греющего пара, подаваемого в первый выпарной аппарат
(рис. 7.7); qx—q3 — количество дистиллята, которое вырабатывается соответст­
венно в первом—третьем выпарных аппаратах при подаче в первый аппарат 1 т
греющего пара.
Для энергоблоков нового поколения с
реактором ВВЭР-640 разработана конструк­
ция выпарного аппарата, в которой расшири­
тель, испаритель и конденсатосборник реали­
зованы в одном корпусе. Схема выпарного
аппарата представлена на рис. 7.8.
Характерной особенностью данного выпар­
ного аппарата является наличие двух узлов:
узла подвода продувочной воды и разделения
компонентов пароводяной смеси и узла про­
мывки и распределения вторичного пара.
Первый узел обеспечивает тангенциальный
ввод продувочной воды в состоянии насыще­
ния через специальные патрубки. Факти­
чески в аппарат подается пароводяная смесь,
которая поступает в кольцевой канал, где
происходят дополнительное частичное само­
испарение воды и разделение компонентов
пароводяной смеси за счет эффекта центро­
бежной сепарации. Образующийся вторич­
ный пар направляется в сепаратор, а вода сте­
кает по стенкам корпуса аппарата в кольцевой
короб, являющийся камерой сбора, и далее
попадает в камеру распределения.
Узел промывки и распределения вторичного
пара включает в себя погружной дырчатый

Рис. 7.8. Схема однокорпусного выпарного аппарата
[23]:
/ — корпус аппарата; 2 — жалюзийный сепаратор; 3 —
кольцевой канал; 4 — камера сбора; 5 — сливные трубы;
6 — камера распределения; 7 — погружной дырчатый
лист; 8 — греющая секция; 9 — продувочная вода; 10 —
греющий пар; // — вторичный пар; 12 — упаренный
раствор; 13 — конденсат греющего пара; 14 — сдувка
неконденсирующихся газов
124

лист и испарительную секцию. Подвод теплоты к испарительной секции осущест­
вляется за счет конденсации греющего пара.
Принятое конструктивное решение гарантирует высокую степень саморегули­
рования и существенное ограничение диапазона удельных паровых нагрузок, что
обеспечивает равномерное распределение генерируемого пара и минимальный
унос в паровое пространство капельной влаги.
Наряду с дистиллятом конечным продуктом выпарной установки является жид­
кий кубовый остаток. В целях его дальнейшей переработки применяется дополни­
тельное выпаривание (упаривание) в специальной установке.
Установка глубокого выпаривания ЖРО предназначена для переработки жид­
ких солевых концентратов (кубовых остатков), образующихся при выпаривании
радиоактивных вод на установках спецводоочисток энергоблоков АЭС. Кубовый
остаток перед подачей на выпаривание должен быть выдержан в промежуточной
емкости хранения до такого состояния, чтобы в нем отсутствовали радионуклиды
йода-131 и инертные газы. Границы поддержания температуры солевого концент­
рата следующие: нижняя — не менее 115 °С; верхняя — не более 130 °С. Схема
установки представлена на рис. 7.9.

Рис. 7.9. Схема установки глубокого выпаривания:
1 — вход исходного раствора; 2 — циклон; 3 — выход вторичного пара; 4 — сепаратор; 5 — вход гре­
ющего пара; 6 — греющая камера; 7 — выход конденсата; 8 — выход выпаренного раствора; 9 —
насос циркуляционный; 10 — теплообменник-конденсатор; И — паровая рубашка
125

Глубокое выпаривание исходного раствора происходит в прямоточном испа­
рителе, обогреваемом паром. Корпус прямоточного испарителя выполнен в виде
U-образной трубы. Раствор подается насосом на вход испарителя. Общая длина
испарительного канала составляет 35 м. Греющий пар подводится непосред­
ственно в корпус испарителя. Испаритель имеет экономайзерный участок для
предварительного подогрева исходного раствора перед входом его в греющую
камеру. Подогрев проводится за счет теплоты конденсата греющего пара, прохо­
дящего по межтрубному пространству экономайзерного участка.
Система циклон — сепаратор (2—4 на рис. 7.9) предназначена для разделения
смеси на пар и солевой продукт с выходом солевого продукта самотеком через
нижний штуцер и удалением пара в четыре теплообменника-конденсатора для его
конденсации. При этом дистиллят из нижней части теплообменников отводится в
спецканализацию, а неконденсирующиеся газовые сдувки направляются в сис­
тему газоочистки.
В целях исключения охлаждения вытекающего из нижнего патрубка циклона 2
солевого продукта и забивания им патрубка наружная поверхность последнего снаб­
жена паровой рубашкой 11. Один циклон рассчитан на работу четырех испарителей.
В результате выпаривания кубового остатка получается смесь, которая разделя­
ется в системе циклон — сепаратор на пар и концентрат с высоким содержанием
солей. Солевой концентрат направляется в контейнер, где после остывания затвер­
девает с образованием твердого солевого продукта. Процесс затвердевания проте­
кает за счет связывания оставшейся в концентрате воды (10—30% по массе) в
кристаллогидраты с образованием солевого монолита. Контейнер с солевым про­
дуктом герметизируется и направляется в хранилище твердых отходов.
Кроме переработки радиоактивного кубового остатка в твердый солевой про­
дукт установка глубокого выпаривания может использоваться для выделения из
кубового остатка кристаллической буры, из растворов борной кислоты чистой
кристаллической борной кислоты, переработки щелочных стоков, образующихся
при эксплуатационных промывках парогенераторов со стороны второго контура.
При необходимости солевой продукт, получаемый после переработки кубового
остатка, может подвергаться битумированию, цементированию или остекловыванйю.
Для временного хранения (до 15 лет) солевого радиоактивного продукта, полу­
чаемого после переработки ЖРО на установке глубокого выпаривания, приме­
няют специальные контейнеры, которые хранятся в железобетонных емкостях
хранилища твердых радиоактивных отходов на промплощадке АЭС. Технические
характеристики контейнера приведены ниже:
Объем, м

0,2

Заполнение солевым продуктом, %

90

Вертикальная нагрузка на 10-ярусный контейнер, кН

37,5

Масса заполненного солевым продуктом контейнера, кг

425

Контейнер сверху снабжен быстросъемной герметизирующей пробкой; сна­
ружи поверхность его имеет защитное кремнийорганическое покрытие.
126

7.4. Ионный обмен
Сущность ионного обмена заключается в извлечении из водных растворов раз­
личных ионов посредством обмена их на другие ионы, входящие в состав филь­
трующих материалов ионитов.
Обработка воды методом ионного обмена заключается в пропуске ее через
слой ионитов, загруженных в насыпной фильтр или намытых тонким слоем в
намывном фильтре. Удаление из воды радионуклидов способом ионного обмена
основано на том, что многие радионуклиды находятся в виде ионов или коллои­
дов, которые при контакте с ионитом также сорбируются фильтрующим материа­
лом. Адсорбция радиоколлоидов на ионообменных смолах носит физический
характер; емкость смол по отношению к коллоидам намного ниже, чем к ионам.
На полноту поглощения радионуклидов ионитами большое влияние оказывает
содержание в воде макроколичеств неактивных элементов, являющихся химиче­
скими аналогами радионуклидов. Такими элементами, например, для цезия явля­
ются натрий и калий, для стронция — магний и кальций. При насыщении ионита
по неактивному элементу, например по солям жесткости, в фильтрате появляется
90

Sr. Поэтому в практике обработки вод АЭС при очистке относительно засолен­
ных потоков и в тех случаях, когда требуется глубокая очистка от радионуклидов,
применяется двухступенчатая схема ионной обработки. В табл. 7.1 приведены
коэффициенты очистки Коч для некоторых радионуклидов при двухступенчатой
обработке.
Из данных таблицы следует, что радионуклиды, находящиеся в воде в катионной форме (Sr, Cs), сорбируются преимущественно катионитом, а находящиеся в
анионной форме (I) — анионитом. Цирконий, образующий в воде коллоид, сорби­
руется как катионитом, так и анионитом. При этом коэффициент очистки для него
намного ниже, чем для остальных радионуклидов.
Радионуклиды, образующие устойчивые коллоиды, например Со, практи­
чески не извлекаются ионообменными смолами из нейтральных водных раство­
ров, хотя из кислых дезактивационных растворов, в которых кобальт находится в
форме катионов, он извлекается достаточно полно.
Коэффициент очистки увеличивается примерно в 10 раз при использовании иони­
тов в смешанном слое (равномерно перемешанные катионит и анионит), поэтому пос­
ледние ступени установок оборудуются фильтрами со смешанной загрузкой.
Таблица 7.1. Коэффициенты очистки воды от радионуклидов [19]
Радионуклид

Первая ступень при очистке

Вторая ступень при очистке

катионитом

анионитом

катионитом

анионитом

Общий К

24

Na

100

1,5

100

1,2

1,8-104

90

Sr

10 000

1,2

20

1,2

2,9-105

95

Zr

25

5,0

10

1,1

1,4-10 3

131,

1,5

100,0

2

50,0

1,5-104

137

100

1,5

100

1,2

1,8 - 1 0 4

Cs

127

Двухвалентный радионуклид

Sr сорбируется катионитом в 100 раз лучше,

137

чем одновалентный
Cs. Аналогичная зависимость наблюдается при сорбции
катионитов кальция и натрия.
Коэффициент очистки воды от радионуклидов зависит от рН раствора, и, как
правило, он выше при приближении рН к 7. Дальнейшее повышение рН приводит
к снижению Коч, так как некоторые радионуклиды осколочного происхождения
переходят в коллоиды и проскакивают через слой ионитов.
Присутствие органических веществ влияет на процесс очистки воды ионооб­
менными смолами. Во-первых, в результате взаимодействия некоторых радионук­
лидов с органическими веществами (например, комплексообразующими) могут
получиться сложные соединения, не поглощаемые смолами; во-вторых, присут­
ствие в водах органических веществ в значительной степени ухудшает фильтра­
ционные и ионообменные свойства ионитов вследствие поглощения ими органи­
ческих веществ. Поэтому в тех случаях, когда вода загрязнена этими веществами,
перед ионитными фильтрами предусматривается предварительная очистка, напри­
мер активированным углем.
Обработка радиоактивных вод методом ионного обмена считается экономи­
чески выгодной только при солесодержании воды, не превышающем 1 г/л. В про­
тивном случае смолы быстро истощаются. Замена фильтрующего материала
ввиду большой стоимости ионитов обходится дорого, а регенерация приводит к
появлению большого количества высокоактивных жидких отходов, которые необ­
ходимо перерабатывать перед захоронением. Поэтому при обработке высокомине­
рализованных радиоактивных вод предусматривается предварительное обессоливание их методом дистилляции или обратного осмоса.
К недостаткам ионного обмена следует отнести также высокую стоимость
ионитов, большой расход реагентов для регенерации, образование значительных
количеств ЖРО, низкую термическую и радиационную стойкость ионитов и низкую
эффективность при очистке сильно загрязненных высокоминерализованных вод.
Однако метод прост, надежен и обеспечивает достаточно высокие значения коэф­
фициента очистки для ЖРО.
7.5. Ионоселективная сорбция
Среди долгоживущих радионуклидов, определяющих радиоактивность тепло­
носителей и жидких радиоактивных отходов АЭС, наибольшее значение имеют
137
Cs (Г1/2 = 30,17 года), 134Cs (Г1/2 = 2,06 года), 60Со (Г1/2 = 5,27 года) и в меньшей
степени 90Sr (Тт = 30 лет), 54Мп (Тт = 312,3 сут).
Кобальт-60, образующийся в процессе нейтронной активации продуктов корро­
зии, является одним из долгоживущих радионуклидов (Г1/2 = 5,27 года), определяю­
щих радиационную обстановку на АЭС и долговременную радиоактивность ЖРО.
Выведение Со из технологических сред, например из теплоносителя первого кон­
тура, позволяет снизить его содержание в оксидных отложениях конструкционных
материалов и тем самым уменьшить мощность дозы от оборудования.
137

Изотоп Cs образуется с большим ядерным выходом, равным 6,15 %. Высо­
кая проникающая способность материнских ядер нуклида через микротрещины
128

оболочек твэлов и высокая растворимость соединений цезия облегчают его пере­
ход в теплоноситель первого контура. Ядерный выход Sr приблизительно равен
137

ядерному выходу Cs. Однако стронций более прочно удерживается в топливной
матрице, и его содержание в теплоносителе в 1000 раз и более меньше, чем содер­
жание цезия.
235

При делении

137

U кроме

Cs образуется еще 12 его изотопов, но почти все
133

они имеют малый период полураспада, за исключением стабильного
гоживущего

Cs (Г1/2 = 2,6* 10 лет). Последние два изотопа накапливаются в

облученном топливе и переходят в теплоноситель вместе с
133

Cs и дол-

133

Cs. Стабильный
133

133

изотоп Cs, образующийся в соответствии с цепочкой I -> Хе ->
Cs, слу­
134
жит источником радиоактивного Cs (Г1/2 = 2,06 года) по (и, у)-реакции. Послед­
ний обладает большой энергией гамма-излучения: 1,16 (3) и 1,367 МэВ (4,6%).
Содержание
Cs в теплоносителе и ЖРО АЭС зависит от режима работы реак137

тора и, как правило, в несколько раз меньше, чем содержание Cs.
Сорбция радионуклидов цезия из теплоносителя первого контура на катионите
специальной водоочистки СВО-1, работающем в калий-аммониевой форме, про­
ходит с малой эффективностью (коэффициент очистки не превышает 2), поэтому
основное его количество сосредоточено в теплоносителе.
Радионуклид Со образуется по («, у)-реакции из стабильного Со, который
присутствует в виде трудноотделимой примеси в основном легирующем компо­
ненте аустенитных сталей — никеле. Процесс переноса кобальта по первому кон­
туру происходит вместе с продуктами коррозии и эрозии конструкционных мате­
риалов. Поступая вместе с теплоносителем в активную зону, стабильный кобальт
активируется, вместе с другими продуктами коррозии образует отложения и час­
тично переходит в оксидную пленку на внутренней поверхности оборудования
контура. В растворенном и диспергированном состоянии Со частично выво­
дится из контура с помощью фильтров СВО-1. Основными источниками поступ­
ления радионуклидов кобальта в ЖРО являются протечки теплоносителя первого
контура, дезактивирующие растворы оборудования первого контура и регенерационные растворы СВО-2, СВО-4, СВО-6.
Для извлечения радионуклидов цезия из жидких радиоактивных отходов, пред­
ставляющих собой многокомпонентные растворы, наиболее приемлемым является
сорбционный метод с применением селективных неорганических сорбентов. По
сравнению с органическими ионообменниками неорганические сорбенты имеют
такие преимущества, как высокие химическая, радиационная и термическая
устойчивости. Этими качествами в значительной мере обладают ферроцианидные
сорбенты, изготовленные с использованием пористых алюмосиликатов. Сорбенты
этого класса проявляют достаточно высокое сродство с радионуклидами кобальта
в отношении сорбции из технологических растворов с ограниченной концентра­
цией солей, не содержащих комплексообразующих веществ.
Для строящихся АЭС процесс выделения радионуклидов цезия и кобальта
можно организовать непосредственно из теплоносителя первого контура, напри­
мер при концентрировании и очистке теплоносителя в системе СВО-6. Выделение
радионуклидов цезия и кобальта на этой стадии позволяет повысить эффектив5-820

129

ность очистки от радионуклидов коррозионной группы и снизить загрязнение
оборудования и помещений спецкорпуса и соответственно дозовые нагрузки на
персонал.
Использование селективных методов для переработки ЖРО позволяет:
значительно сократить объем образующихся в результате переработки отходов
по сравнению с исходным объемом радиоактивных отходов, а также с отходами,
получающимися при их обработке традиционными методами (например, цементи­
рованием);
обеспечить стабильность образующегося продукта и низкую степень выщела­
чивания из него радионуклидов;
обеспечить простоту и надежность применяемой технологии;
осуществить переработку ЖРО сложного химического состава и отработанных
ионообменных смол;
исключить образование вторичных жидких радиоактивных отходов или иметь
возможность их переработки применяемым методом.
Селективные методы наиболее эффективны для очистки ЖРО от радионукли­
дов Cs и Со, если в качестве сорбентов используются никель железосинеродистый
на силикагеле K4Ni4[Fe(CN)6]3 (НЖС) и никель железосинеродистый на алюмоси­
ликате Ni2[Fe(CN)6] (НЖА).
Исследования показали, что вследствие конечной скорости гетерогенной ионо­
обменной реакции степень ионного обмена будет возрастать при увеличении вре­
мени пребывания ЖРО в слое сорбента.
Металлы сорбируются силикагелем в виде комплексных ионов. Уже при рН = 4
из растворов на силикагеле поглощаются Sr, Cs и частично Се. Эффектив­
ность сорбции продуктов деления возрастает с увеличением рН растворов: при
рН = 8-й 2 осуществляется эффективная очистка растворов от радионуклидов
137
Cs, 90Sr, 144Се, 95Zr, 95Nb [33]. Силикагель обладает высокой радиационной и
термической стойкостью, физико-химической устойчивостью и селективностью.
137

Зависимость остаточной концентрации
Cs в растворе от скорости потока
ЖРО в слое НЖС имеет линейный характер вплоть до скоростей 0,08 м/с; при
этом комплексообразующие вещества, входящие в состав ЖРО, практически не
оказывают влияния на степень очистки ЖРО от цезия.
Способность НЖА сорбировать радионуклиды не только кобальта, но и мар­
ганца, ферроцианиды которого обладают более высокой растворимостью, чем
ферроцианиды никеля, позволяет сделать предположение о сорбции ионов сили­
катной матрицей сорбента.
Сорбция кобальта на НЖА имеет в своей основе два механизма: сорбция
непосредственно на ферроцианиде никеля и сорбция на силанольных группах
алюмосиликатной матрицы. Ионы кобальта способны замещать ионы никеля, вхо­
дящие в состав ферроцианидов. Максимум сорбции Со находится в пределах
137

изменения рН = 7,5—10, что оптимально и для сорбции Cs. Концентрация бор­
ной кислоты не оказывает существенного влияния на сорбцию Со.
Переработка ЖРО АЭС традиционными методами почти не приводит к замет­
ному сокращению объема радиоактивных отходов и соответственно не позволяет
снизить затраты на их переработку, хранение, транспортировку и захоронение.
130

Минимизировать объемы радиоактивных отходов можно путем эффективной
очистки ЖРО от радиационно-значимых радионуклидов с помощью ионоселективной сорбции с применением сорбентов НЖА и НЖС.
Радиоактивность ЖРО АЭС в основном определяется наличием радионуклидов
цезия и кобальта. Для концентрированных отходов на радионуклиды цезия прихо­
дится более 90 %, а на 137Cs, 134Cs и 60Со — менее 5 % общей активности ЖРО. Со
временем доля активности от радионуклидов цезия имеет тенденцию к увеличению
за счет малого периода полураспада Со. Очистка ЖРО АЭС от радиационно-зна­
чимых радионуклидов до низких уровней делает возможным перевод очищаемых
растворов в разряд нерадиоактивных общепромышленных отходов, хранение кото­
рых может осуществляться на полигоне промышленных отходов.
Исследования эффективности очистки ЖРО от нуклидов цезия показали, что пос­
ледовательное пропускание ЖРО через три фильтра-контейнера, загруженных НЖА,
при линейной скорости прокачки до 0,26 м/ч обеспечивало в среднем коэффициент
очистки Коч » 1000. Сорбент НЖА эффективен и при очистке ЖРО от \ l n .

7.6. Дегазация
Дегазация — это процесс связывания или удаления из обрабатываемой воды
растворенных в ней углекислого газа, кислорода, радиоактивных благородных
газов, к которым относятся, в частности, криптон и ксенон, йода и некоторых дру­
гих, например водорода, образующегося при радиолизе воды.
Применяются химический и термический методы дегазации. Химический
метод заключается в переводе в неагрессивное состояние кислорода и углекислого
газа добавлением гидразина и аммиака. Термический метод состоит в удалении из
воды растворенных газов посредством нагревания ее до кипения. В практике
обработки радиоактивных вод удаляются в основном агрессивные газы — кисло­
род и углекислый газ, РБГ и радионуклиды йода [19].
Термическая дегазация воды основана на законе Генри, согласно которому рас­
творимость газа пропорциональна его парциальному давлению над поверхностью
воды:
С = арГ,
где С — содержание газа в воде; а — коэффициент абсорбции; рг — парциальное
давление газа.
Коэффициент абсорбции зависит от температуры воды: с повышением темпе­
ратуры он сначала снижается, а затем растет. Так как над уровнем воды находятся
не только газы, но и пары воды, парциальное давление газов

Рг=Р-Рн2о>
где р — суммарное давление над уровнем воды; рн
водяных паров.
Таким образом,
С = а(р-рН20).

0

— парциальное давление

Следовательно, для удаления из воды растворенных газов необходимо, чтобы дав­
ление над уровнем воды было равно парциальному давлению водяных паров, что
выполнимо только при кипении воды. При кипении происходит выделение обра­
зующихся в объеме жидкости пузырьков газа, а также разложение связанного
углекислого газа. Нагрев воды осуществляется греющим паром.
Для обеспечения надежной термической дегазации необходимо увеличение
поверхности соприкосновения воды и греющего пара, что достигается дробле­
нием воды на струи и пленки. Перед дегазацией вода должна быть подогрета.
Допускается при давлении в дегазаторе недогрев воды до температуры насыще­
ния не более 40 °С. В противном случае потребуется большой расход греющего
пара в дегазатор, что может вызвать захват паром капелек воды, снижение
эффекте дегазации и появление гидравлических ударов.
Процесс дегазации зависит и от недогрева воды в самом дегазаторе. Снижение
температуры воды на выходе из дегазатора относительно температуры насыщения
на 3 °С приводит к увеличению содержания кислорода примерно в 2 раза. Темпе­
ратура воды, в свою очередь, находится в зависимости от постоянства уровня
воды и давления пара в дегазаторе.
Выделившиеся из воды газы удаляются вместе с частью пара. Для надежного
удаления 0 2 вместе с газами отводят 1—2 кг пара на 1 м дегазируемой воды, а
для удаления С0 2 — не менее 3—4 кг/м . Для эффективного удаления углекис­
лого газа прибегают к двухступенчатой дегазации. В качестве второй ступени при­
меняют барботаж.
В практике обработки ЖРО АЭС дегазация проводится в деаэраторах-дегазато­
рах и конденсаторах-дегазаторах, которые монтируют на линиях дистиллята
выпарных аппаратов.
Деаэратор-дегазатор (рис. 7.10) состоит из бака-аккумулятора 7 и дегазацион­
ной колонны 6. Дегазационная колонна представляет собой вертикальный
цилиндр с расположенными равномерно по высоте дырчатыми листами (ситчатыми тарелками) 5, предназначенными для разбрызгивания обрабатываемой воды.
Исходная вода (дистиллят выпарных аппаратов) подается через патрубки, рас­
пределенные по высоте дегазационной колонны. Через отверстия в тарелках вода
стекает вниз и при этом омывается паром, поднимающимся по колонне вверх.
Благодаря разбрызгиванию создаются условия для перехода газов из воды в пар.
Нагревая воду, пар конденсируется и вместе с водой стекает вниз, часть пара
(выпар) вместе с выделившимися газами удаляется из верхней части колонны.
Источником пара является горячий конденсат, который при снижении давления
частично испаряется. При недостатке пара конденсат образуется за счет кипения
воды в баке-аккумуляторе при подаче туда греющего пара. Во избежание разбав­
ления радиоактивной воды конденсатом «чистого» пара последний подается в гре­
ющую секцию, представляющую собой пучок U-образных трубок. Для выравни­
вания потока пара по зеркалу испарения над греющей секцией устанавливается
дырчатый лист 3.
Очищенная вода перетекает через окна в перегородке 9 и поднимается по кар­
ману 5, при этом из-за снижения пьезометрического давления она вскипает и
132

Вход
исходной <
воды

Вход
греющего
пара

ЫЕЙ

fe»
б)

гидрозатвора

а)

Рис. 7.10. Деаэратор-дегазатор (а) и дегазационная колонна (6):
1 — гидрозатвор; 2 — греющая секция; 3 — дырчатый лист; 4 — отвод выпара; 5 — ситчатые тарелки;
6 — дегазационная колонна; 7 — бак-аккумулятор; 8 — карман; 9 — перегородка

дополнительно дегазируется. Выход воды из деаэратора производится через ниж­
ний патрубок.
Для предотвращения повышения давления (рабочее давление равно 0,02 МПа)
служит гидрозатвор 7.
Контроль работы аппарата осуществляется по давлению пара в колонне,
уровню, расходу и температуре воды на выходе из бака-аккумулятора, содержа­
нию РБГ и С0 2 после деаэратора.
Конденсатор-дегазатор (рис. 7.11) состоит из трех частей: конденсатора 5, дега­
зационной колонны 9 и испарителя 8. Конденсатор представляет собой горизон­
тальный кожухотрубный теплообменник. В трубном пространстве его циркули­
рует охлаждающая вода, в межутрубном пространстве проходит конденсация
вторичного пара выпарного аппарата, который подается в количестве примерно
90 % общего расхода.
Конденсат пара стекает вниз, образует на дырчатом листе слой воды, перелива­
ется через буртик, стекает по дегазационной колонне, заполненной кольцами
Рашига для создания пленки, и собирается в испарителе, из которого удаляется
133

Выход дистиллята
Рис. 7.11. Конденсатор-дегазатор:
/ — змеевик; 2 — испаритель; 3 — дырчатый лист; 4 — сдувка; 5 — конденсатор; б — кожух; 7 —
стенка; 8 — центральная трубка; 9 — дегазационная колонна

через патрубок. Оставшийся пар (10 %) поступает через патрубок в пространство
между стенкой 7 и кожухом 6 и барботирует через слой воды на дырчатом листе
(первая ступень дегазации).
Вторая ступень дегазации обеспечивается посредством кипения воды в испари­
теле. Источником теплоты является греющий пар, который подается в змеевик 1.
Образующийся при кипении пар поднимается по дегазационной колонне и омы­
вает пленку воды, нагревая ее до температуры насыщения.
Благодаря большой площади поверхности насадки создаются хорошие условия
для удаления из воды растворенных газов. Выделившиеся газы (вместе с паром)
через центральную трубку 8 направляются в конденсатор и удаляются через пат­
рубок 4. Термическая дегазация происходит не только при нагревании воды до
кипения, но и при конденсации пара, например, в конденсаторах турбин и конден­
саторах-дегазаторах выпарных аппаратов. В этом случае также в качестве второй
ступени дегазации используют барботаж в целях более полного удаления углекис­
лого газа.
134

Остаточное содержание кислорода в воде после дегазации составляет 10—20 мкг/л,
имеются также следы углекислого газа и РБГ [19].
На АЭС термической дегазации подвергаются не только конденсат турбин и пита­
тельная вода парогенераторов, но и добавочная вода (дистиллят) после очистки
радиоактивных сточных вод в основном для удаления из нее углекислого газа и РБГ.

7.7. Обратный осмос
Если чистый раствор и растворитель разделить полупроницаемой мембраной,
то происходит переход молекул растворителя в раствор с постепенным увеличе­
нием объема последнего и уменьшением его концентрации. Это явление называ­
ется осмосом, а разность давлений насыщенного пара над чистым растворителем
и раствором — осмотическим давлением. Осмотическое давление прямо пропор­
ционально концентрации растворенного вещества [19].
Для осуществления обратного перехода молекул растворителя из раствора
через полупроницаемую мембрану, другими словами, для отделения воды от рас­
творенных в ней веществ, необходимо создать перед мембраной давление выше
осмотического для того, чтобы заставить молекулы воды двигаться в направле­
нии, противоположном направлению прямого осмоса (рис. 7.12). Указанный
метод очистки воды называют гиперфильтрацией или обратным осмосом.
Преимуществами обратного осмоса являются простота, малый расход электро­
энергии, независимость от исходной загрязненности воды. Значительную труд­
ность при осуществлении процесса представляет подбор мембран, обладающих
хорошей однородностью пор размером 0,35—0,5 мкм и обеспечивающих высокую
скорость воды. Наиболее пригодными для практического применения оказались
мембраны из ацетилцеллюлозы. Эти мембраны толщиной 0,1—0,25 мм имеют
водопроницаемость 5—10 г/(м • с) при давлении 10—14 МПа. Стойкость мембран
из ацетилцеллюлозы повышается при работе в нейтральной среде и с уменьше­
нием солесодержания обрабатываемой воды. Недостатком ацетилцеллюлозы явля­
ется постепенная ее деформация при высоком давлении воды [19].
Эксплуатация промышленных установок при обработке радиоактивных вод с
солесодержанием до 2 г/л, концентрацией детергентов до 0,3 г/л и активностью до

Рис. 7.12. Принципиальная схема установки обратного осмоса
135

Рис. 7.13. Многослойный фильтрующий элемент [19]

10 Бк/л показала, что коэффициент дезактивации может составлять 100—500 при
общей степени очистки 85—98 %.
Обратный осмос применяется для очистки дезактивационных, регенерационных и обмывочных вод, а также вод спецпрачечных и душевых, содержащих боль­
шое количество примесей в коллоидной форме.
Основной составляющей осмотических установок являются фильтрующие эле­
менты. На рис. 7.13 представлен вариант осмотической установки с мембранами,
свернутыми в рулон. Мембрана 1 из ацетилцеллюлозы, помещенная в корпусе 4,
укладывается между слоями поропласта 2, один из которых предназначен для под­
вода исходных ЖРО, а другой — для отвода очищенной воды. Поропласт сворачи­
вается в рулон вокруг перфорированной трубы 3. Жидкие радиоактивные отходы
подаются через патрубок и равномерно распределяются по напорному слою поро­
пласта. Из напорного слоя вода через мембрану проникает в дренажный слой б,
закрытый с торцов водонепроницаемыми стенками 5. Очищенная вода дренажного
слоя выводится из фильтрующего элемента через центральную перфорированную
трубу, а концентрат, пройдя напорный слой, — через патрубок отвода.
В другом варианте обрабатываемая вода проходит через стенки полых волокон,
приготовленных из ацетатов целлюлозы, нейлона или полиамида, очищаясь, пос­
тупает от торцов волокон в камеру и выводится из аппарата. Диаметр волокон
колеблется от 25 до 300 мкм, в один модуль аппарата укладывается до 9 • 10 волокон с общей площадью поверхности более 1700 м .
Аппараты обратного осмоса позволяют обрабатывать воду без затрат реаген­
тов, что существенно уменьшает количество вторичных ЖРО. Однако применяе­
мые мембраны весьма чувствительны к некоторым органическим веществам, а
также к взвеси. Поэтому вода, поступающая в установку обратного осмоса,
должна быть предварительно обработана для удаления ряда органических
веществ, в особенности масел, и очищена от взвесей.

7.8. Электродиализ
ДЛЯ ОЧИСТКИ ЖРО возможно применение электродиализа, основанного на явле­
нии электролиза. При пропускании постоянного электрического тока через рас­
твор электролитов катионы и анионы движутся к катоду и аноду и разряжаются на
них. Если на пути движения ионов установить полупроницаемые мембраны,
136

ЖРО

н, . - J
:i » _*

Катод

J

Г~Ч

*
A

A

I
A

J
A

Pit®

* o2
A

+

f

p
И

Анод

Сброс

Сброс

Концентрированный
раствор

Т

Обессоленная
вода

Рис. 7.14. Принципиальная схема электродиализатора [19]

селективно пропускающие катионы (одна) и анионы (другая), то можно разделить
исходный раствор на чистую воду и концентрат (рис. 7.14).
В крайних камерах электродиализатора происходит выделение газообразного
водорода (катод) и кислорода (анод). Этот способ очистки воды от растворенных
солей получил название электродиализа. Мембраны в условиях процесса служат
только для селективного пропуска катионов и анионов и не требуют регенерации
[19]. При электродиализном способе обработки воды все растворенные ионы уда­
ляются примерно в одинаковой степени. Наиболее легко удаляются одновалент­
ные ионы, наиболее трудно — силикаты.
Мембраны для электродиализа должны обладать высокой селективностью,
малой проницаемостью для воды, хорошей электропроводностью, высокой меха­
нической и химической стойкостью. Они изготовляются смешением тонко измель­
ченных ионитных смол со связующими веществами. Содержание ионитных смол
в мембранах составляет 60—80 % их массы, толщина мембран — 0,3—0,7 мм. Рабо­
тают мембраны при солесодержании исходной воды до 8,5 г/л, обеспечивая Коч »
2

« 10; объем опресненной воды составляет 0,8—1,1 мл/с с 1 м площади поверхности пары мембран (3—4 л/ч с 1 м ).
Исходные ЖРО не должны содержать взвешенных частиц, которые могут
осаждаться в камерах, а также вызывать образование кальциевых и магниевых
отложений на мембранах. Для предотвращения появления отложений проводят
подкисление ЖРО или периодическое изменение полярности электродов в элект­
родиализаторе. Во время работы электродиализатора возможно образование твер­
дой фазы за счет электрокоагуляции коллоидных частиц. Осадок легко удаляется
за счет быстрого изменения скорости воды.
Электродиализатор (рис. 7.15) состоит из чередующихся обессоливающих и
рассольных камер, образованных рамками из диэлектрика 7 и разделенных ионитными мембранами 2. Рамки имеют по углам отверстия, причем два из них глухие
8, а два сквозные Р. При сборке каждая последующая рамка переворачивается на
180°, так что глухие отверстия чередуются со сквозными, чем и обеспечивается
разделение камер. Каналы для подвода и отвода обессоленной воды и концентрата
образуются указанными отверстиями.
137

Вход обрабатываемой
воды

А—А

Рис. 7.15. Электродиализатор [19]

Сжатие рамок и мембран производится торцевыми плитами 3 с помощью стяж­
ных шпилек 1. Катод (анод) 6 с изолированными токопроводами 5 монтируется в
торцевых плитах.
Скорости потоков воды, проходящих через камеры электродиализатора, доста­
точно велики (0,2—0,3 м/с) для того, чтобы создать турбулентное движение, спо­
собствующее лучшему обмену ионами и препятствующее скоплению пузырьков
газа в камерах. Для увеличения турбулизации внутри рамок между мембранами
укладываются дистанционирующие сетки 4, которые одновременно препятствуют
соприкосновению мембран.
Так как за время прохождения камеры вода не успевает очиститься до нужной
степени, ее возвращают на повторную очистку, для чего в схемах обработки воды
методом электродиализа предусмотрены баки и насосы. Практически организу­
ются два контура циркуляции: обессоливаемой воды и рассола. Обессоливаемая
вода и рассол вводятся в электродиализатор через патрубки и после прохождения
камеры выводятся с противоположной (по диагонали) стороны аппарата. После
достижения требуемого качества часть обессоленной воды выводится из контура
циркуляции. Точно так же выводится и часть рассола для удаления солей. Взамен
в оба контура добавляется исходная вода.
Электродиализаторы могут обеспечить производительность 25—50 м /ч с удале­
нием из исходной воды до 50 % солей. Существуют крупные электродиализные уста­
новки производительностью до 4000 м /ч, используемые в целях опреснения воды.
138

Возможной сферой применения электродиализа может явиться очистка засо­
ленной воды от регенерации ионитных фильтров химводоочисток АЭС перед
сбросом этой воды в открытый водоем.

7.9. Флотация и вымораживание
Флотацию и вымораживание можно использовать в качестве методов уменьше­
ния объема осадков и концентрирования жидких радиоактивных отходов при
очистке воды способом соосаждения, приводящим к образованию аморфных
осадков, содержащих до 90 % воды.
Флотация осадков основана на гидрофобизации (уменьшение смачиваемости)
поверхности твердых частиц за счет флотореагентов, что в конечном итоге приво­
дит к уменьшению объема осадка. В результате первоначальный объем гидратированного осадка уменьшается примерно в 4 раза, причем все сорбированные
радионуклиды остаются в нем [19].
В качестве флотореагента используют раствор сульфатного мыла, который вво­
дят в осветлитель. Коэффициент очистки при этом зависит от концентрации гидроксида железа и значения рН пульпы и составляет 10—100 для радионуклидов
90
Sr, 90Y и 95Nb при рН = 11.
Другой разновидностью метода флотации является пенная флотация. Метод
основан на сорбции пеной поверхностно-активных веществ радиоактивных при­
месей с последующим отделением пены от жидкости. Для обработки воды в нее
непрерывно дозируются поверхностно-активные вещества, обладающие хоро­
шими пенообразующими свойствами (алкиламины, сульфонаты и др.), и вдува­
ется мелкими пузырьками воздух. Образующаяся пена захватывает радиоактив­
ные загрязнения, ее снимают с поверхности обрабатываемой воды и разрушают в
центрифуге. Получающийся жидкий радиоактивный концентрат может быть под­
вергнут дальнейшей переработке в целях еще большего концентрирования или
отправлен на захоронение. Объем концентрата составляет 0,1—1 % объема исход­
ного раствора, а коэффициент очистки при обработке воды на четырех-пяти после9

10

довательно соединенных установках может быть доведен до 10 —10 .
Метод пенной флотации пока не нашел широкого применения, но наличие в
радиоактивных сточных водах большого количества ПАВ создает предпосылки
для его использования в качестве предварительной ступени очистки радиоактив­
ных вод [19].
Концентрирование радиоактивных отходов методом вымораживания основано
на уменьшении объема осадка при медленном охлаждении пульпы до -10 °С с
последующим ее размораживанием. Считается, что образующиеся при выморажи­
вании кристаллы льда оказывают большое давление на твердые частицы суспен­
зии (примеси, находящиеся в воде во взвешенном состоянии), что приводит к их
агломерации и коагуляции. Плотность осадка увеличивается примерно в 10 раз.
Другой вариант очистки радиоактивной воды методом вымораживания заклю­
чается в возгонке, т.е. в переводе в газообразное состояние, минуя жидкое, замерз­
шего при -40 °С льда под вакуумом. При этом загрязнения остаются в виде сухого
активного порошка. Достоинством этого метода является уменьшение перехода
летучих радионуклидов из осадка в пар вследствие низкой температуры. При
использовании этого метода достигается Коч « 10 . Но по сравнению с методом
осадительной очистки ЖРО метод возгонки дорог.
139

ГЛАВА Я

•шш!шшшшшжш11111

СИСТЕМЫ ОБРАЩЕНИЯ С ЖИДКИМИ
РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ

Все жидкие радиоактивные отходы АЭС разбиты на четыре группы:
группа I — бессолевые воды организованных протечек, воды взрыхления ионитовых фильтров;
группа II — трапные воды;
группа III — солевые отходы, в которые входят воды регенерации, регенерационные растворы, воды лабораторий;
группа IV — прочие отходы.
Разделение ЖРО в соответствии с указанными группами необходимо для того,
чтобы сократить масштабы энергоемкого выпаривания, заменив его ионным обме­
ном или обратным осмосом, предотвратить загрязнение всех видов ЖРО пенообразующими веществами и отравление сорбентов при ионировании.
Существует тенденция к уменьшению числа групп ЖРО. При этом их делят на
две группы: группа I — смешанные ЖРО (трапные воды, регенерационные рас­
творы, дезактивационные растворы); группа II — малосолевые отходы, содержа­
щие детергенты, и воды спецпрачечных и душевых.
Назначение систем обращения с жидкими радиоактивными отходами заключа­
ется в локализации, переработке и отверждении ЖРО для последующего их дли­
тельного хранения (захоронения), т.е. в целях окончательного удаления из окружа­
ющей среды. Каждому типу энергоблока присуща своя специфика обращения с
жидкими радиоактивными отходами. В качестве основного примера рассмотрим
систему обращения с ЖРО для энергоблоков с водо-водяными реакторами, так как
данные типы реакторов (ВВЭР, PWR, BWR) занимают доминирующее положение
в ядерной энергетике стран мирового сообщества.
При эксплуатации энергоблока с реактором ВВЭР для переработки ЖРО пре­
дусмотрена система, включающая в себя семь видов специальной водоочистки.
Часть системы СВО относится к установкам реакторного отделения (СВО-1 и
СВО-2), а часть — к установкам спецкорпуса (СВО-3, СВО-4, СВО-5, СВО-6 и
СВО-7) [22].
Система байпасной очистки теплоносителя первого контура СВО-1 предна­
значена для очистки теплоносителя от дисперсных продуктов коррозии конструк­
ционных материалов и является системой нормальной эксплуатации. К основному
оборудованию системы СВО-1 предъявляются требования по 1-й категории сейс­
мостойкости. Система работает при температуре и давлении первого контура.
Фильтры включаются в работу вместе с главными циркуляционными насосами и
работают непрерывно. Отключение фильтров проводится только при остановке
ГЦН. Основное оборудование и арматура системы СВО-1 расположены в герметич­

но

ной оболочке энергоблока. Они рассчитаны на аварийные параметры, возникающие
в герметичной оболочке при авариях с разуплотнением трубопроводов первого кон­
тура, и должны сохранять при этом свою работоспособность. Система функциони­
рует во всех режимах эксплуатации блока, в том числе и при переходных. При нару­
шениях нормальной эксплуатации и авариях система СВО-1 отключается.
В состав системы (рис. 8.1) входят: четыре механических высокотемператур­
ных фильтра, загруженных высокотемпературным сорбентом, четыре фильтраловушки и фильтр-контейнер.
Система СВО-1 состоит из двух подсистем: подсистемы основного потока (ее
назначение — очистка теплоносителя) и подсистемы вспомогательных трубопро­
водов и фильтра-контейнера (для возможности выполнять регенерацию и дезакти­
вацию механических высокотемпературных фильтров).
Теплоноситель в количестве 100 т/ч поступает на высокотемпературные филь­
тры, установленные на байпасе каждого ГЦН. Мелкодисперсные продукты корро­
зии задерживаются сорбентом фильтров, и очищенный от взвесей теплоноситель
подается в фильтры-ловушки, которые предотвращают вынос сорбента. На тру­
бопроводе основного потока теплоносителя установлен дроссель, главное назна­
чение которого — ограничить течь теплоносителя при разрыве трубопровода.
При ревизии или ремонте высокотемпературного фильтра находящийся в нем
сорбент с помощью специального устройства перегружается в фильтр-контейнер,
а затем, после промывки и дезактивации, загружается обратно в высокотемпера­
турный фильтр.
Трубопровод регенерации

Рис. 8.1. Система СВО-1:
/ — механические фильтры; 2 — фильтры-ловушки; 3 — ограничитель течи (дроссель); 4 — фильтрконтейнер
141

Характеристики фильтров системы СВО-1 приведены ниже:
Фильтр механический высокотемпературный
Диаметр аппарата (условный), мм
Рабочее давление, МПа
Рабочая температура, °С
Максимальная производительность, т/ч
Максимальная высота фильтрующей загрузки, мм
Материал
Фильтр-ловушка
Диаметр аппарата (условный), мм
Рабочее давление, МПа
Рабочая температура, °С
Максимальная производительность, т/ч
Материал

1000
16,0
290

100
820
Сталь 08X18Н1 ОТ
300
16,0
290
100
Сталь 08X18Н1 ОТ

Система СВО-2 предназначена для очистки теплоносителя в ходе всех опера­
ций, связанных с изменением концентрации борной кислоты в первом контуре,
для снижения активности или концентрации хлоридов в теплоносителе при разо­
греве первого контура во время пуска, а также для очистки организованных про­
течек контура в период нормальной эксплуатации [22].
Протечки от насоса организованных протечек и продувочная вода от петель
главного циркуляционного контура (рис. 8.2) поступают на две нитки фильтров,
включающие в себя Н-катионитовые, К-, Li-, Na-катионитовые, В03-катионитовые
фильтры и ловушки зернистых материалов. Очищенная от примесей в ионной форме
вода через ловушку зернистых материалов направляется в деаэратор подпитки.
Номинальная производительность установки СВО-2 достигает 60 м /ч. Для
каждого энергоблока с реактором ВВЭР-1000 предусматривается одна установка
СВО-2. Объем фильтрующего слоя в фильтрах составляет 1,2 м , среднее время
работы фильтра — 1400 ч.
От насосов
i организованных
протечек

От
доохладителя
продувки
Рис. 8.2. Система СВО-2:
/ — Н-катионитовые фильтры; 2
4 — фильтры-ловушки
142

К-, Li-, Na-катионитовые фильтры; 3 — В03-катионитовые фильтры;

Таблица 8.1. Степень осаждения радионуклидов в фильтрах системы CBO-2
Степень осаждения, %, в фильтрах
катионитовом

анионитовом

Суммарная степень
осаждения, %

—

99

99

99,8

—

99,8

Лантан, ниобий, цирконий, молиб­
ден, хром, марганец, железо, кобальт

50

25

75

Натрий, рубидий

99

—

99

Цезий

90

—

90

Радиоактивный изотоп
Иод, бром
Барий, стронций

Система СВО-2 размещается в реакторном отделении. Арматура, установлен­
ная на трубопроводах системы, располагается в смежном боксе, дистанционные
приводы арматуры выводятся в помещение их обслуживания (или управление
арматурой осуществляется дистанционно с блочного щита). Установка СВО-2
имеет системы технологического и радиационного контроля, автоматического
регулирования, дистанционного управления и технологической сигнализации.
Нормальный процесс фильтрования проводится до перепада давления на филь­
трах, превышающего 0,4 МПа. Катионит выводится на регенерацию по проскоку
иона Na , а анионит — по проскоку иона СГ, а также по эффективности очистки
среды от радионуклидов йода. При исчерпании обменной емкости смола выгружа­
ется из фильтра методом пневмогидравлического выдавливания с помощью сжа­
того воздуха. Эффективность фильтров СВО-2 приведена в табл. 8.1.
Система СВО-3 предназначена для очистки трапных вод: неорганизованных
протечек объектов реакторного отделения и технического водоснабжения; вод
дезактивации; регенерационных вод (после регенерации и взрыхления ионооб­
менных фильтров всех видов спецводоочистки); возвратных вод узла хранения
ЖРО; вод с повышенным уровнем активности из контрольных баков установок
СВО-4, СВО-5, СВО-6, СВО-7.
Система СВО-3 имеет связь со следующими системами: очистки воды топлив­
ного бассейна; промконтура охлаждения потребителей; отверждения ЖРО; проме­
жуточного хранения отработанных сорбентов; воды собственных нужд; сбора
неорганизованных протечек гермообъема; сбора дренажей; пара собственных
нужд; газовых сдувок; сбора и возврата конденсата; очистки продувочной воды
парогенераторов; сжатого воздуха; приготовления химических реагентов.
В установке СВО-3 используются методы выпаривания, дегазации, механиче­
ской фильтрации и ионного обмена (рис. 8.3). Из приемных баков спецканализации
1 и бака-отстойника 2 воды спецканализации и дренажные воды подаются насо­
сами в фильтры предочистки 8 и далее в баки трапных вод 6, после чего насосами
направляются в испаритель 4 и доупариватель 5, где выпариваются до концентрации солей в кубовом остатке 200 г/л. Кубовый остаток (в объеме менее 1 м ) пода­
ется в хранилище кубового остатка (затем на установку глубокого выпаривания и
далее на отверждение). Пар из испарителя 4 поступает в конденсатор-дегазатор 5,
конденсируется, и конденсат подается насосами на дополнительную очистку в
систему угольных 10 и ионообменных 12 фильтров, после чего через фильтр143

В систему
газовых
сдувок

VZZZA VZZZ2X

1_[©-1 1 ки

8>^

ш\
г
Ин

l€>J

В хранилище
кубового остатка

L
/ / 12

; ^ Ш Ё ВоРвнешние
^

На собственные
нужды

системы

Рис. 8.3. Система СВО-3:
1 — бак спецканализации; 2 — бак-отстойник; 3 — конденсатор-дегазатор; 4 — испаритель; 5
доупариватель; 6 — баки трапных вод; 7 — контрольные баки; 8 — механические фильтры; 9
фильтр-ловушка; 10 — угольные фильтры; 11 — охладитель; 12 — ионообменные фильтры

ловушку 9 поступает в контрольные баки 7 и далее в баки собственных нужд или
систему подпитки первого контура.
Суммарная степень осаждения радионуклидов в фильтрах составляет: по йоду
и брому — 0,99; по стронцию, барию, цезию, натрию —0,9; по продуктам корро­
зии — 0,8.
Обычно в проекте АЭС предусматриваются две рабочие выпарные установки
на четыре энергоблока с реактором ВВЭР-1000. Производительность каждой
выпарной установки по дистилляту составляет 6,1 т/ч. Общий объем потоков,
направляемых в систему очистки трапных вод СВО-3 (в среднем в расчете на
один энергоблок с реактором ВВЭР-1000), составляет 18 800 т/год.
Удельная активность кубового остатка СВО-3, направляемого на отверждение,
может оцениваться исходя из следующих исходных данных: коэффициент освет­
ления в баке-отстойнике по продуктам коррозии составляет примерно 0,5; эффек­
тивность очистки по продуктам коррозии в механических фильтрах — 0,5; сте­
пень выпаривания в выпарном аппарате — 100; коэффициент очистки в выпарном
аппарате — 5*10 ; эффективность очистки в фильтрах доочистки дистиллята по
йоду — 0,99, по продуктам коррозии — 0,8, по радиоизотопам — 0,9. Значения
удельной активности кубового остатка после СВО-3 приведены в табл. 8.2.
Кубовый остаток направляется в емкость и далее на дополнительное выпарива­
ние или установку битумирования или цементирования.
Система СВО-4 предназначена для очистки вод бассейна выдержки отработав­
шего ядерного топлива и вод баков аварийного запаса раствора борной кислоты. Пре­
дусмотрена одна установка СВО-4 на два энергоблока с реактором ВВЭР-1000.
Принципиальная схема СВО-4 представлена на рис. 8.4.
Необходимость очистки воды бассейнов выдержки отработавшего топлива
обусловлена требованием обеспечения необходимого водно-химического режима
в бассейнах, в том числе требованием достаточной прозрачности воды для выпол144

Таблица 8.2. Значения удельной активности кубового остатка после СВО-3
Радионуклид

Удельная активность, Бк/л

Радионуклид

Удельная активность, Бк/л

.34,

1,4- 107

135,

3,7-10 8

З

н

1,2 -10 7

89

Sr

5,3 • 106

^Sr

6,3 • 104

137

9,

6,5 -10 6

51

Sr

2,9 -10 6

54

Mo

4,4-10 7

59

Fe

1,1-10 5

Sr

92
99

1

Cs

9,7-10 7

Cr

4,3 • 106

Mn

2,2-10 6

103

Ru

4,0-10 6

58

Co

7,9-10 5

106

Ru

8,6 -10 6

60

Co

2,5-10 6

2,5-10 9

95

i32Te

2,4-10 7

95

133

3,1 • 109

131

I

I

Zr

3,6-10 6

Nb

2,9-10 7

Из бассейна
выдержки
Из баков
аварийного
запаса борной
кислоты
В бак
аварийного
запаса борной
кислоты
В бассейны
выдержки и
перегрузки
Рис. 8.4. Система СВО-4:
1 — механические фильтры; 2 — Н-катионитовые фильтры; 3 — анионитовые фильтры; 4 — фильтры-ловушки

нения транспортно-технологических операций с тепловыделяющими сборками.
Производительность установки СВО-4 равна 45 м /ч. Установка работает перио­
дически.
Очистка воды осуществляется фильтрованием в механическом, Н-катионитовом и анионитовом фильтрах. Очищенная вода поступает в бассейны выдержки
или в баки слива вод бассейна перегрузки, откуда насосами подается на заполне­
ние бассейнов перегрузки.
Система СВО-4 обеспечивает замкнутый цикл водооборота с поддержанием
требуемого водно-химического режима в бассейне выдержки, емкостях аварий­
ного запаса борной кислоты, баке слива теплоносителя первого контура.
145

Фильтры расположены в защитных боксах. Вся «грязная» арматура вынесена в
специальные камеры и обслуживается дистанционно. Процесс фильтрования в
механических фильтрах проводится до перепада давления на них свыше 0,4 МПа.
Система СВО-4 связана с системами: переработки борсодержащих вод; перера­
ботки трапных вод; промежуточного хранения отработанных сорбентов; вод собст­
венных нужд; сжатого воздуха; приготовления химических реагентов. Фильтры
СВО-4 работают при давлении 1 МПа и рабочей температуре 50 °С. Регенерация их
выполняется растворами перманганата калия, азотной кислоты и едкого кали. В
случае максимальной проектной аварии предполагается использование системы
СВО-4 для очистки вод аварийного залива активной зоны. Фильтры выгружаются
в емкость промежуточного узла хранения ЖРО.
Суммарная степень осаждения нуклида йода, обеспечиваемая системой СВО-4,
составляет 0,99, нуклидов бария, стронция, цезия — 0,9, а продуктов коррозии — 0,8.
Система СВО-5 используется для очистки продувочных и дренажных вод
парогенераторов. Ее функцией является поддержание требуемого водно-химиче­
ского режима второго контура энергоблока по продуктам коррозии и растворенным
примесям. Система СВО-5 представлена на рис. 8.5.
Система работает на постоянном режиме. Предусмотрена одна рабочая уста­
новка на энергоблок. Резервная установка требуется, если АЭС многоблочная.
Система СВО-5 имеет связь с системами: продувки парогенераторов; чистого
конденсата; очистки трапных вод; промежуточного контура охлаждения потреби­
телей; питательной воды; сжатого воздуха, приготовления химических реагентов.
Установка СВО-5 работает с расходом 10—52 т/ч. Продувочные и дренажные
воды парогенераторов, пройдя теплообменник, поступают в систему фильтров, в
В деаэратор
машинного зала

В деаэратор
машинного зала
От парогенератора

^

-v

с^

у///////^> <

8

Рис. 8.5. Система СВО-5:
1 — расширитель продувки; 2 — регенеративный теплообменник продувки; 3 — доохладитель, 4 механический фильтр; 5 — катионитовый фильтр; б — анионитовый фильтр; 7 — фильтр-ловушка; 8 бак очищенной воды

146

которых они очищаются от продуктов коррозии, примесей в ионной форме и обес­
соливаются. Очищенная вода направляется во второй контур.
Суммарная степень осаждения нуклидов йода в фильтрах СВО-5 составляет
0,99, нуклидов стронция, бария и цезия — 0,9, а продуктов коррозии — 0,8. Рас­
четное значение удельной активности воды после СВО-5 (в баке очищенной воды)
составляет 96 Бк/л. Расчетное время накопления активности для механического
фильтра равно 1440 ч, для ионообменных фильтров — 1090 ч.
В проекте энергоблоков нового поколения с реакторами ВВЭР-640 реализуется
система очистки продувочной воды парогенераторов с использованием выпарной
установки, которая выполняется однокорпусной и является одновременно расши­
рителем и испарителем (см. рис. 8.15) [23]. Концентрат солей выпарного аппарата
поступает в систему переработки трапных вод, а затем на отверждение.
Система СВО-6 предназначена для сбора и переработки борсодержащих вод.
При этом используется метод выпаривания с получением борного концентрата и
чистого конденсата. Обеспечивается очистка как борного концентрата из баков
его запаса, так и свежеприготовленного борного концентрата. Кроме процесса
выпаривания используются процессы дегазации, механической фильтрации и ион­
ного обмена (рис. 8.6).
В результате переработки борсодержащей воды получаются дистиллят и очи­
щенный борный концентрат. Дистиллят направляется на подпитку первого кон­
тура, а очищенный борный концентрат — в баки запаса концентрата.
Производительность установки составляет 12 т/ч по дистилляту и до 3 м /ч по
борному концентрату (при концентрации бора 40 г/л). Схема рассчитана на максимальный разовый сброс в баки до 1000 м борсодержащей воды.
Система СВО-6 имеет связи с системами очистки воды бассейна выдержки,
хранения подпиточной воды первого контура и борного концентрата, переработки
трапных вод, переработки борсодержащих дренажей; продувки-подпитки первого

ОтСВО-З
Из баков запаса
борного
концентрата

*
Борсодержащая
вода из реакторного
отделения

На подпитку
первого контура

10

Борная кислота
В баки запаса
борного концентрата

Рис. 8.6. Система СВО-6:
/ — конденсатор-дегазатор; 2 — испаритель; 3 — подогреватель; 4 — бак «грязного» борного концен­
трата; 5, 10 — Н-катионитовые фильтры; 6 — ОН-катионитовый фильтр; 7, 12 — фильтры-ловушки;
8 — контрольный бак; 9 — механический фильтр; 11 — анионитовый фильтр

147

контура, очистки радиоактивных газов, промежуточного хранения отработанных
сорбентов, воды собственных нужд, пара собственных нужд, сбора и возврата
конденсата, сжатого воздуха, приготовления химических реагентов. Баковое
хозяйство системы размещается в герметичных боксах, облицованных сталью.
Аппаратура системы СВО-6 управляется дистанционно и располагается также в
герметичных боксах.
Борсодержащие воды подаются в выпарной аппарат через подогреватель 5. В
аппарате поддерживается постоянный уровень за счет перелива избыточного
количества борсодержащей воды в бак «грязного» борного концентрата 4. Выпа­
ренный до концентрации 40 г/л раствор периодически или постоянно (в зависи­
мости от содержания борной кислоты в исходном растворе) сливается из выпар­
ного аппарата также в бак «грязного» борного концентрата. Из бака он насосами
направляется на механический 9 и ионообменные (катионитовые и анионитовые)
5, 6, 10, 11 фильтры и далее через ловушку зернистых материалов 12 подается в
баки запаса борного концентрата.
В конденсаторе-дегазаторе 1 конденсируется вторичный пар выпарного аппа­
рата и очищается дистиллят от газообразных примесей. Конденсат вторичного
пара направляется на ионообменные фильтры и фильтры-ловушки и далее в кон­
трольные баки.
Выпарная установка системы СВО-6 может быть использована в качестве
резервной для выпаривания трапных вод.
Начальная концентрация борной кислоты в перерабатываемой воде принима­
ется равной 1 г/л при удельной активности 2,8 • 10 Бк/см . Удельная активность
борного концентрата в выпарном аппарате при содержании в концентрате 40 г/л
3

3

борной кислоты составляет 3,3 • 10 Бк/см .
Система СВО-7 предназначена для очистки вод спецпрачечной и душевых, а
также вод из баков дозиметрического контроля в случае неудовлетворительных
контрольных радиохимических показателей. Используются процессы механиче­
ской фильтрации, выпаривания, конденсации, дегазации и ионного обмена. Схема
системы СВО-7 представлена на рис. 8.7.
Перерабатываемые воды спецпрачечной, а также сливы из раковин спецводо­
очисток, лабораторий, душевых, мастерских поступают в баки дозиметрического
контроля 3, откуда подаются на механические фильтры предварительной очистки 7.
Очищенная вода накапливается в приемном баке 2 и направляется в систему
испаритель 4 — доупариватель 5, а далее в конденсатор-дегазатор б. Дистиллят
после конденсатора-дегазатора поступает на ионообменные фильтры доочистки 7
и далее (через фильтр-ловушку 8) в контрольные баки Р. Имеется возможность
направить дистиллят из контрольных баков на доочистку в систему СВО-3. Кубо­
вый остаток накапливается в специальных емкостях и направляется на установку
глубокого выпаривания, а далее на отверждение.
Удельная активность вод спецпрачечной составляет 0,37—3,7 Бк/см . В этих
водах имеются изотопы, присутствующие в продуктах коррозии, и долгоживущие
изотопы продуктов деления (табл. 8.3).
Активность смолы фильтров предварительной очистки определяется следую­
щими исходными данными: расход сточных вод спецпрачечной, подаваемых на
148

Из баков
дозиметрического
контроля

1

От СВО-3

^

Слив из раковин,
лабораторий,
душевых, мастерских

YI

т В СВО-7

В брызгальный^
бассейн

В СВО-3
В баки
собственных
нужд

Рис. 8.7. Система СВО-7:
/ — фильтры предварительной очистки; 2 — приемный бак; 3 — баки дозиметрического контроля; 4 испаритель; 5 — доупариватель; 6 — конденсатор-дегазатор; 7 — фильтры доочистки дистиллята; 8 фильтр-ловушка; 9 — контрольный бак

Таблица 8.3. Удельная активность вод спецпрачечной по основным долгоживущим радионуклидам
Удельная активность вод спецпрачечной
Радионуклид

Бк/см

Ки/л

Сг

27,7 сут

3,38-10" 1

9,13-10" 9

Мп

312 сут

1,79-10" 1

4,85-10" 9

5,

54

Период полураспада Т, /2

55

Fe

2,72 года

1,24

3,35-10" 8

58

Со

70,8 сут

6,11-10" 2

1,65-10" 9

Fe

45 сут

7,47-10~ 3

2,02-10" 1 0

Со

5,27 года

3,70-10" 1

1,00-10" 8

59

60

,06

Ru

368 сут

4,07-10" 1

1,10-10" 8

90

Sr

28,6 года

5,55-10" 2

1,50-10" 9

,34

Cs

2,2 года

4,07-10" 2

1,10- КГ 9

,37

Cs

30,2 года

9,99-10" 1

2,70-10" 8

—

3,70

1,00-10" 7

Сумма

149

фильтры, — 8 м /ч; степень осаждения радионуклидов на фильтрах по стронцию,
рутению и цезию — 0,1, по продуктам коррозии — 0,5.
Расчетная активность загрузки фильтра предварительной очистки составляет
о

6,73*10 Бк (0,182 Ки), удельная интенсивность гамма-излучения фильтра —
1,36* 10 Ки/л. Удельная активность дистиллята после конденсатора-дегазатора
равна 1,35 • 10" Ки/л, коэффициент очистки пара в выпарном аппарате — 5*10 .
Вода из контрольных баков установки СВО-7 (значения удельной активности при­
ведены в табл. 8.4) поступает в баки собственных нужд энергоблока.
На рис. 8.8 представлена общая схема систем спецводоочисток для энергоблока
с реактором ВВЭР-1000 [19], иллюстрирующая особенности включения всех
видов СВО и связи между ними. Из рисунка видно, что на установку СВО-2 25
помимо* организационных протечек поступает вода первого контура с определен­
ным расходом в целях вывода из реактора борной кислоты. Очищенная вода дега­
зируется в деаэраторе подпитки 24 и возвращается в контур. Часть воды из деаэ­
ратора 24 сливается в бак борсодержащей воды 10, откуда вода направляется на
СВО-3. Сюда одновременно могут поступать дезактивационные, обмывочные
воды, воды неорганизованных протечек первого контура. Очищенная в установке
СВО-3 вода направляется в бак чистого конденсата 18, в котором поддерживается
неснижаемый запас воды, используемой для подпитки первого контура и соб­
ственных нужд.
Установка СВО-4 20 работает по байпасной схеме, в ней очищаются воды бас­
сейна выдержки и баков аварийного запаса бора [19]. В установке СВО-5 8 очи­
щаются продувочные и дренажные воды парогенераторов; очищенная вода
направляется в бак 9, а затем в деаэратор 23 и далее во второй контур.
Кубовый остаток выпарных аппаратов СВО-3, содержащий загрязненный бор­
ный концентрат, подается на установку СВО-6 12 в целях регенерации борной
кислоты. Очищенный борный концентрат накапливается в баке 77 и поступает на
всас подпиточных насосов 26.
В установке СВО-7 15 перерабатываются воды спецпрачечных, но, как следует
из схемы рис. 8.8, в случае необходимости она может быть резервной для СВО-3.
Анализ общей схемы спецводоочистки (рис. 8.8) показывает, что для энерго­
блока с реактором ВВЭР-1000 имеются четыре замкнутых контура сбора и переТаблица 8.4. Удельная активность воды контрольных баков установки СВО-7
Удельная активность
Радионуклид

1

6,73 • КГ 8

1,82-10~ 1 5 1

Мп

3,60-10" 8

Fe

Со

58

Ки/л

Sr

9,99-10" 9

2,70-10" 16

9,72-10" 16

,06

Ru

8,14- 10~8

2,20-10" 15

2,49-10" 7

6,72-10" 15

134

Cs

7,33 • 10"9

1,98-10"16

1,23-10"8

3,32-10" 16

,37

Cs

1,80-10"7

4,86-10" 15

Fe

1,49-10"9

4,04- 10~17

7,18-10" 7

1,94-10"14

Со

7,40-10" 8

2,00-10" 15

59
60

Бк/см3

90

55

150

Ки/л

Сг

51
54

Б к/см

Удельная активность
Радионуклид

Сумма

Пар в турбину

Рис. 8.8. Общая схема систем спецводоочисток для энергоблока с реактором ВВЭР-1000 [19]:
— чистый конденсат; — р — — регенерационные растворы; —Б
борсодержащая вода и
концентрат; 1 — охладитель организованных протечек первого контура; 2 — дроссель; 3 — установка
СВО-1; 4 — охладитель продувочной воды первого контура; 5 — бак организованных протечек; 6 —
бак регенерационных растворов; 7 — охладитель продувки парогенераторов; 8 — установка СВО-5;
9— бак очищенной воды; 10 — бак борсодержащей воды; 11 — установка СВО-3; 12 — установка
СВО-6; 13 — бак трапных вод; 14 — бак вод спецпрачечной; 15 — установка СВО-7; 16 — контроль­
ный бак; 17 — очищенный борный концентрат; 18 — бак чистого конденсата; 19 — бак аварийного
запаса бора; 20 — установка СВО-4; 21 — бассейн выдержки; 22 — питательный электронасос (ПЭН);
23 — деаэратор подпитки второго контура; 24 — деаэратор подпитки первого контура; 25 — установка
CBO-2; 26 — подпиточный насос

работки первичных ЖРО: продувочных и дренажных вод парогенераторов; вод
организованных протечек; борсодержащих вод и трапных вод (в том числе вод
спецпрачечной) [19].
На рис. 8.9 представлена общая схема систем спецводоочисток для энерго­
блока с реактором РБМК-1000. На схеме изображены основные виды СВО энер­
гоблока, предназначенные для очистки первичных ЖРО. Всего на энергоблоке с
реактором РБМК-1000 установлено 13 видов СВО. При этом СВО-1 выполняет
байпасную очистку воды контура многократной принудительной циркуляции
(КМПЦ), СВО-2 — очистку воды бассейнов выдержки отработавшего топлива,
СВО-3 — очистку воды контура охлаждения каналов системы управления и
защиты, СВО-4 — очистку трапных вод, СВО-5 — очистку воды организованных
протечек, СВО-6 — очистку вод взрыхления сорбентов фильтров конденсатоочисток, СВО-7—СВО-11 предназначены для приготовления суспензии фильтроперлита, ионообменных смол и дезактивационных растворов (данные установки
151

Рис. 8.9. Общая схема систем спецводоочисток для энергоблока с реактором РБМК-1000 [19]:
— чистый конденсат; — п — — промывочная вода;
— дренажные воды; —р
регенерационные растворы; 1 — бассейн-барботер; 2 — охладитель продувочной воды; 3 — ГЦН; 4 —
барабан-сепаратор; 5 — установка СВО-1; б — установка СВО-12; 7 — установка СВО-3; 8 — бак опо­
рожнения воды КМПЦ; 9 — установка СВО-5; 10 — бак для слива вод при планово-предупредитель­
ном ремонте; И — бак регенерационных растворов; 12 — бак вод взрыхления; 13 — установка СВО-6;
14 — бак трапных вод; 75 — установка СВО-4; 16 — установка конденсатоочистки; 17 — бак чистого
конденсата; 18 — деаэратор; 19 — ПЭН; 20 — установка СВО-2; 21 — бассейн выдержки; 22 — уста­
новка СВО-13

не применяются для обработки первичных ЖРО и на схеме не показаны), СВО-12
используется для очистки дезактивационных растворов, СВО-13 — для очистки
воды бассейна-барботера [19].
Установка СВО-1 состоит из охладителя, Н-катионитовых фильтров смешан­
ного действия и фильтров-ловушек, СВО-2 содержит намывные механические
фильтры, СВО-3 и СВО-5 — намывные механические фильтры и катионитовые
фильтры смешанного действия, СВО-4 — осветлители, выпарные аппараты, кон­
денсатор-дегазатор, сорбционный угольный фильтр, Н-катионитовый и ОН-анионитовый фильтры смешанного действия, СВО-6 — намывные механические филь­
тры, Н-катионитовые и ОН-анионитовые фильтры и фильтры смешанного
действия; СВО-12 и СВО-13 — Н-катионитовые и ОН-анионитовые фильтры [19].
Практически все установки СВО связаны между собой, хотя, например, СВО-1
предназначена исключительно для очистки циркуляционной воды КМПЦ. По ука­
занной схеме работают СВО-2, СВО-3 и СВО-13. Установка СВО-12 6 (см.
рис. 8.9) включается параллельно с установкой СВО-1 5 только в период дезакти­
вационных работ на КМПЦ. Организованные протечки поступают на СВО-5 Р.
Очищенная вода накапливается в баках 10, далее направляется в деаэратор 75, а
затем питательными насосами 19 закачивается в КМПЦ. Воды взрыхления сор­
бента фильтров конденсатоочистки, гидроперегрузки, регенерации и отмывки сор152

бента подаются в бак 12 и далее на СВО-6 13. Очищенная вода повторно исполь­
зуется. В состав СВО-6 входят баки регенерационных растворов 11. Регенерационные растворы предназначаются для регенерации сорбентов СВО-4 15 и
установок конденсатоочистки.
Таким образом, энергоблок с реактором РБМК-1000 (см. рис. 8.9) имеет три
замкнутых контура сбора и переработки первичных ЖРО: организованных проте­
чек; неорганизованных протечек и вод взрыхления сорбентов [19].
Как отмечалось выше (см. § 7.5), перспективным методом очистки ЖРО явля­
ется применение ионоселективных сорбентов, т.е. сорбентов, селективных к отдель­
ным радионуклидам. Основной вклад в объем отходов вносят неактивные соли,
присутствующие в трапных водах. При этом активность отходов определяется
активностью примесей, концентрация которых (в основном цезия и кобальта)
очень мала [23]. Сорбентом в небольшом объеме достаточно прочно фиксируются
радионуклиды, и он обладает высокой радиационной стойкостью.
При разработке технологических решений, направленных на минимизацию
накопления ЖРО, для очистки трапных вод в проекте энергоблока нового поколения
с реактором ВВЭР-640 нашел применение ионоселективный сорбент — никельжелезосинеродистый на алюмосиликате. Этот сорбент прошел опытно-промышлен­
ные испытания при обработке трапных вод Калининской АЭС и показал высокий
2

3

коэффициент очистки (например, для радионуклида цезия Коч = 10 -И0 ).
Схема очистки трапных вод с помощью ионоселективных фильтров для энер­
гоблока с ВВЭР-640 представлена на рис. 8.10.
Химические реагенты

-К-^ВбакиХЖО

-f-^всго
Химические
реагенты
Вода из спец­
канализации

В спец­
канализацию

1_©_а_» выпарную
установку
Рис. 8.10. Схема очистки трапных вод ионоселективными фильтрами [23]:
/ — механический фильтр; 2 — ионоселективные фильтры; 3 — фильтр-ловушка; 4 — баки трапных
вод; 5 — бак перелива; 6 — бак-отстойник; 7 — бак слива

153

Кроме ионоселективного сорбента НЖА были исследованы сорбенты «Термоксид», которые имеют высокую степень селективности к ряду радионуклидов, а
также достаточно высокую радиационную, термическую и химическую стойкость
в водных растворах. Ионоселективный сорбент «Термоксид-3» прошел испытания
и был принят для загрузки фильтров очистки вод бассейнов выдержки ОЯТ пер­
вого и второго энергоблоков Белоярской АЭС [23]. Проводятся работы по созда­
нию комплексов по переработке ЖРО на основе ионоселективной сорбции на
Кольской и Курской АЭС.
Применение селективных сорбентов позволяет получить максимальное сокра­
щение объема РАО (в 100 раз и более) на стадии их кондиционирования. Эффект
сокращения тем более заметен, чем ниже удельная активность ЖРО, выше их
солесодержание [25] и меньше в них содержание масел (при желательном значе­
нии рЦ < 10).
В качестве конечного продукта при водоочистке энергоблоков, который посту­
пает в хранилище ЖРО, получают: 1) кубовые остатки; 2) отработанные ионооб­
менные смолы, фильтроперлит и угли из установок СВО и конденсатоочистки;
3) отработавшие дезактивирующие растворы; 4) растворы кислотных промывок
оборудования; 5) регенерационные растворы с повышенным содержанием амми­
ака; 6) водомасляные эмульсии, выделенные из трапных вод.
Схема обработки накопленных ЖРО энергоблока с реактором ВВЭР представ­
лена на рис. 8.11. В качестве основных очистных установок в схеме используются

Рис. 8.11. Схема обработки ЖРО энергоблока с реактором ВВЭР:
/ — бак с пеногасителем; 2 — выпарной аппарат; 3 — доупариватель; 4 — конденсатор-дегазатор; 5 —
обезмасливающие фильтры; б — охладитель; 7, 8 — ионитовые фильтры; 9 — контрольные баки; 10 —
баки чистого конденсата; 11 — бак-отстойник отработавших сорбентов; 12 — бак кубового остатка;
13 — бак-приямок; 14 — баки трапных вод; 15 — механические фильтры

154

две ступени механических насыпных фильтров 75, двухступенчатая выпарная
установка 2, 5, конденсатор-дегазатор 4, две ступени обезмасливающих фильтров
5 и две ступени ионитовых фильтров 7, 8.
С помощью механических фильтров происходит осветление ЖРО, а в выпар­
ной установке максимально концентрируются отходы (при сохранении их гомо­
генности). Процесс осуществляется в щелочной среде (рН = 10 ч-11), что исклю­
чает образование летучего молекулярного йода и карбонатной накипи. Кубовый
остаток имеет солесодержание 250—300 г/л. Он направляется на хранение или
отверждение. Аммиак отгоняется от конденсата противотоком вторичного пара и
концентрируется на верхних тарелках конденсатора-дегазатора 4. Затем концент­
рат аммиака отбирается для повторного использования.
Данная схема была положена в основу проектирования типовой схемы обра-.
ботки ЖРО, представленной в виде блок-схемы на рис. 8.12. Однако исследования
показали, что наиболее эффективна очистка ЖРО, накопленных в хранилищах
АЭС, включающая в себя следующие этапы: озонирование (разрушение органи­
ческих компонентов раствора); осаждение (частичное выделение радионуклидов
цезия, кобальта и трансурановых элементов на осадках ферроцианидов); дополни­
тельное осаждение трансурановых элементов; фильтрация в мембранных филь­
трах, довыделение цезия на ионоселективных сорбентах [26].
Обработка ЖРО на зарубежных АЭС в принципе выполняется по тому же тех­
нологическому циклу, что и на АЭС России: ЖРО, поступающие из баков-сборниГетерогенные ЖРО
Концентрат аммиака
(на повторное использование)

1

•

Пульп-

Гомогенные ЖРО

1

Сбор

Отгонка
аммиака

Сбор и
усреднение

1
1
1
L

^>
t

<

_ <

1

'г
Обезмасливание

**1

Осветление

1Раствоп
1 *laOH

Обезвоживание

рн
I

^

г

'

1i

'Г

i
Корректировка

L

-Ч-

1

'

Выпаривание

t

Ионообменная
доочистка

Доупаривание

1

На повторное использование
(дебалансная вода на сброс)
Ответвление

1

ч
г—'

Кубовый
остаток

На хранение
Рис. 8.12. Блок-схема обработки ЖРО АЭС России:
— основные потоки;

— конденсат

155

ков, проходят ступень механических фильтров, затем ступень ионитовой очистки
и выпаривания (для трапных вод и солевых отходов используется выпаривание с
последующей ионитовой доочисткой), далее очищенные воды направляются на
повторное использование или на сброс. Жидкие радиоактивные отходы, содержа­
щие детергенты, как вариант после прохождения механических фильтров могут
подвергаться обработке на установке обратного осмоса. Кубовый остаток после
испарителей направляется в баки-хранилища.
Блок-схемы обработки ЖРО энергоблоков с реакторами PWR и BWR представ­
лены на рис. 8.13 и 8.14.
Основными недостатками обращения с жидкими радиоактивными отходами на
действующих АЭС являются:
отсутствие дифференцированного сбора вод с разным химическим составом;
потери Н 3 В0 3 , которые составляют около 50 т/год при общем содержании
Н 3 В0 3 в системе 120 т;
наличие аммиака в трапных водах (из-за попадания теплоносителя первого
контура в трапную воду), что приводит к необходимости относительно частой
регенерации фильтров доочистки дистиллята выпарной установки, а значит — к
росту объема ЖРО;
Очистка
от ионных
загрязнений
Coop ЖРО
Баки-сборники
продувочной
воды
парогенератора

от взвесей
1
1
1

Ионитовые
фильтры

Фильтры

активности
i

Контрольные
баки

Выпарная
установка

Баки-сборники
трапных вод

Баки-сборники
солесодержащих
вод

Баки-сборники
воде
детергентами

*-ii
На сброс или
повторное
использование

Рис. 8.13. Блок-схема обработки ЖРО энергоблока с реактором PWR:
— основная схема;
156

— варианты схемы

Сбор ЖРО

Очистка
от взвесей

Очистка
от ионных
загрязнений

Баки-сборники
бессолевых
вод

Фильтры

Ионитовые
фильтры

Баки-сборники
трапных вод

^

—

—

—

—

—- —

-1

I Контрольные I
*
оаки
Г
_•

L

Ионитовые
фильтры

Г
1

Контрольные
оаки

Фильтры
I Ионитовые I
I фильтры
I доочистки

<-:::г::;

Корректировка

рн

I

I Выпарная

1

.

I Ионитовые '
~*1 фильтры \
I доочистки

Баки-сборники
солесодержащих
вод

Баки-сборники
вод
с детергентами

Контроль
активности

Фильтры

I установка
установка '

"Т"

Выпарная
установка

I Установки .
^ обратного |
IL 1_2Й1Я£?_
осмоса _^
-I

;
•1

Jh*~lL II — !

Выпарная
" " L m n n n m i — ^ установка
I Ионитовые '
"2
|"
I фильтры J.
j
I доочистки
J

Контрольные
оаки

I
I

|
I

баки
гг Контрольные
На
1 сброс

к

На
повторное
Баки-хранилища
кубового остатка использование
- • На отверждение

Рис. 8.14. Блок-схема обработки ЖРО энергоблока с реактором BWR:
обозначения те же, что на рис. 8.13

присутствие масла в трапных водах, что обусловливает его появление в кон­
денсате выпарной установки, а следовательно, исключает возможность повтор­
ного использования конденсата;
наличие значительного числа баков, насосов, оборудования, через которые про­
ходят нерадиоактивные химические реагенты, необходимые для регенерации
фильтров СВО, дезактивации и поддержания требуемого водно-химического
режима теплоносителя первого контура.
Очевидно, что основным принципом уменьшения количества отверждаемых
отходов в проектах АЭС с реакторами нового поколения является организация
раздельного сбора и переработки ЖРО в зависимости от химического состава и
активности. Это в первую очередь относится к организации дифференцирован­
ного сбора и переработки стоков (по солесодержанию и активности) [23].
Принципиальная схема обращения с ЖРО АЭС с реакторами нового поколения
представлена на рис. 8.15. Дифференцированный сбор стоков в данной схеме
обеспечивается тремя видами спецканализации: 1) системой радиационно-загрязненных стоков спецканализации; 2) системой условно «чистых» стоков; 3) систе­
мой борсодержащих стоков.
157

Радиационно-загрязненные потоки перерабатываются на выпарной установке
(рис. 8.15). Чистый дистиллят повторно используется или при необходимости
идет на сброс. Концентрат солей цементируется. Стоки системы условно «чис­
той» спецканализации могут быть использованы повторно или выведены из
цикла.
Среди ряда проблем, связанных с обращением и локализацией ЖРО ядерных
энергоблоков, в качестве первоочередных можно отметить высокую степень
заполнения хранилищ и относительно высокие темпы наработки ЖРО. Это
выдвинуло на первый план проблему минимизации темпа накопления отходов на
стадиях их наработки и кондиционирования. С этой целью на АЭС выполняются
нормирование поступления ЖРО, мероприятия по снижению протечек, сбор и
повторное использование борсодержащих протечек и дренажей, оптимизация
режимов регенерации и отмывки ионообменных фильтров. Это привело к замет­
ному сокращению объемов трапных вод. Так, например, на Калининской АЭС
объем трапных вод сократился с 50 000 до 8900 м /год, а на Балаковской АЭС —
с 86 000 до 23 000 м3/год [30]. Кроме того, сокращению наработки ЖРО способ­
ствует внедрение малоотходных технологий и оборудования.
Повторное извлечение и использование технологических компонентов заклю­
чается в применении на АЭС технологии выделения, например, борной кислоты,
ЭДТА или организации дополнительной очистки технологических сред. Рацио­
нальное разделение потоков и их переработка позволяют использовать оптималь­
ные методы очистки, способствующие снижению объема ЖРО.
Среди технологий, позволяющих сократить наработку ЖРО, можно отметить:
повышение эффективности фильтрации ЖРО; предварительную очистку трапных
вод от механических примесей с помощью центрифугирования, максимально пол­
ный сбор борсодержащих протечек и дренажей и их повторное использование;
снижение расхода реагентов на регенерацию ионообменных фильтров за счет
внедрения противоточнои регенерации; очистку низкоактивных регенерационных
растворов (СВО-5 на АЭС с реакторами ВВЭР, конденсатоочистки на АЭС с реак­
торами РБМК и др.) с использованием селективных неорганических сорбентов;
раздельную переработку промывочных растворов парогенераторов с выделением
ЭДТА или восстановлением отмывочных свойств раствора в целях его повторного
использования; применение малореагентных методов дезактивации оборудования;
оснащение ванн дезактивации и машин для стирки спецодежды ультразвуковыми
преобразователями; использование для переработки отработанных ионообменных
смол технологии их глубокой дезактивации с очисткой и повторным использова­
нием дезактивационных растворов.
Повышение эффективности фильтрации технологических сред и ЖРО для очи­
стки от механических примесей позволяет увеличить общий ресурс работы ионооб­
менных смол установок СВО, что приводит к снижению накопления РАО. Замена
насыпных фильтров на картриджные и мембранные позволяет снизить и объемы
отработанных фильтрующих материалов в процессе эксплуатации фильтров.
При эксплуатации установок по переработке трапных вод в баках-отстойниках
происходит накопление грубодисперсных частиц, что снижает эффективность
очистки трапных вод от механических примесей. Модернизация системы с
158

Из спецканализации

Из спецканализации

в его

1
Ь^зЭ§я

^ Вывод из
цикла АЭС

Шлам на
отверждение

•
г \

На очистку

Пар в
Па
де;
деаэ­

ЬШЩратор
pai
СБО-5

! I
7^

* 7

ШЭД

^

сво-з
Сорбенты:/г>

=Ei3Aei3
1

14'ЖЩ

/ГЧ

• В хранилище

Вывод дебалансной
воды из цикла АЭС
К поребителям АЭС
Рис. 8.15. Схема обращения с жидкими радиоактивными отходами энергоблока с реактором ВВЭР нового поколения:
/ — реактор; 2 — парогенератор; 3 — ГЦН; 4 —деаэратор; 5 — приемный бак; 6 — бассейн перегрузки; 7 — бак-отстойник; 8 — ионоселективные
фильтры; Р — контрольные баки; 10 — баки трапных вод; 11 — охладитель-конденсатор; 12 — установки отверждения; 13 — контейнеры; 14 —
£! фильтр-гарантер; 15 — баки вод собственных нужд; 16 — ионообменные фильтры; 17 — баки борного концентрата; 18 — баки теплоносителя; 19 —
баки подпитки первого контура; 20 — приемник борсодержащих дренажей

использованием специальных центрифуг позволяет обеспечить эффективную
очистку и выделение примесей для их дальнейшего кондиционирования.
Значительная часть жидких радиоактивных отходов образуется за счет неорга­
низованных протечек борного теплоносителя, в том числе при течах бассейнов
выдержки и перегрузки. Состав химических загрязнений этих протечек бывает
таким, что не позволяет использовать растворы повторно даже после очистки в
системе СВО-6. В этом случае целесообразно подвергать собранные растворы
предварительной обработке для того, чтобы удалить часть загрязнения (обычно
соединений кремния), очистка от которых в системе СВО-6 невозможна или неэффек­
тивна. Предварительная и последующая (в штатной системе) очистка протечек
позволит довести борсодержащие растворы до нормируемого качества. Повторное
использование раствора заметно сокращает потери борной кислоты и снижает ее
содержание в ЖРО.
Количество жидких радиоактивных отходов, образующихся на АЭС с РБМК1000, значительно превышает их накопление на АЭС с ВВЭР-1000. Это обуслов­
лено тем, что регенерационные растворы фильтров конденсатоочистки РБМК в
отличие от регенерационных растворов блочной обессоливающей установки
(БОУ) ВВЭР относятся к низкоактивным отходам и направляются на переработку
в спецкорпус. Этим обусловлено поступление в ЖРО АЭС с РБМК дополни­
тельно 20—25 т солей в год. Удельная активность отработанных регенерационных
растворов фильтров конденсатоочистки, как правило, не превышает 5-10 Ки/л и
определяется наличием радионуклидов цезия. Как показали результаты предвари­
тельных опытов, очистка отработанных растворов с помощью селективных сор­
бентов позволяет снизить их удельную активность до 10" Ки/л, что достаточно
для перевода очищенных растворов в разряд нерадиоактивных. Еще менее актив­
ными (около 10~8 Ки/л) являются отработанные регенерационные растворы СВО-5
на АЭС с ВВЭР. Эти растворы обеспечивают поступление в ЖРО до 70 % общего
количества солей регенерационных растворов установок СВО. При очистке этих
растворов с помощью селективных неорганических сорбентов также достигается
эффект сокращения радиоактивных отходов.
На Калининской АЭС проведена модернизация СВО-5 с очисткой отработан­
ных регенерационных растворов на селективных неорганических сорбентах. Реге­
нерацию фильтров предполагается проводить 5 %-ным раствором серной кис­
лоты. Нейтрализованные растворы очищаются в фильтре с селективным
сорбентом типа НЖА. Затем они направляются в контрольные баки и сбрасыва­
ются вместе с регенерационными растворами БОУ [30].
Отдельной проблемой является кондиционирование отработанных ионообмен­
ных смол АЭС. Использование традиционных технологий переработки отработан­
ных смол приводит к существенному увеличению объема радиоактивных отходов.
Разработана технология переработки отработанных смол путем их глубокой
дезактивации с очисткой и повторным использованием дезактивирующих раство­
ров. Эта технология позволяет сократить объем вторичных РАО в 300—500 раз в
зависимости от исходной активности смол. Она прошла стендовые и промышлен­
ные испытания на Калининской АЭС.
160

Как отмечалось выше, максимального сокращения объема радиоактивных
отходов (в 100 раз и более) на стадии их кондиционирования позволяет достиг­
нуть технология с использованием селективных неорганических сорбентов. При­
менение селективных сорбентов для глубокой доочистки дебалансных вод также
способствует снижению поступления радионуклидов в окружающую среду и пре­
дотвращению образования загрязненных объектов окружающей среды (почвы,
ила и др.), т.е. образования твердых слабоактивных отходов [30].

6 — 820

ОБРАБОТКА ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ
ПРИ ВЫВОДЕ ЭНЕРГОБЛОКА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ

Обработка ЖРО — важный этап работ по выводу ядерного энергоблока из экс­
плуатации. Вид РАО и их количество определяются типом выводимой из эксплу­
атации установки, условиями и продолжительностью ее работы.
В ядерной энергетике стран мирового сообщества превалирующим типом реак­
торной установки является установка с водой под давлением. При общем числе
энергетических реакторов, равном 448 (по положению на 2004 г.), число реакто­
ров PWR (ВВЭР) составляло 275. Значительное число реакторов данного типа
выработало штатный ресурс (или близко к выработке ресурса) и будет выводиться
из эксплуатации. Исходя из этого в качестве иллюстрации рассматривается обра­
ботка ЖРО при выводе из эксплуатации энергоблока с реактором ВВЭР. Для дан­
ного типа энергоблока в состав ЖРО входят: 1) солевой плав; 2) кубовый остаток;
3) раствор борной кислоты; 4) пульпы смол и сорбентов, шламы; 5) дезактивиру­
ющие растворы; 6) промывочные воды и конденсаты; 7) воды спецпрачечной и
санпропускников.
Для обработки ЖРО, хранящихся на АЭС и образующихся при выводе из экс­
плуатации энергоблока с реактором ВВЭР, институтом ВНИИ АЭС была разрабо­
тана аппаратурно-технологическая схема, представленная на рис. 9.1 и 9.2 (разу­
меется, что в той или иной модификации подобная схема может быть
использована и для обработки ЖРО выводимых из эксплуатации энергоблоков с
другими типами реакторов).
Схема состоит из восьми отделений (табл. 9.1), каждое из которых может рабо­
тать независимо от других, но связано с ними общей технологией обработки
ЖРО. Рассматривались шесть вариантов работы схемы, различающихся как спе­
цификой метода обработки отходов, так и методом отверждения конечного про­
дукта (табл. 9.2).
Варианты 1—3 предусматривают на первом этапе обработки концентрирова­
ние ЖРО с последующим их отверждением до солевого плава (вариант 1) или
цементированием (вариант 2), или остекловыванием (вариант 3). Варианты 4—6
состоят в выделении борной кислоты и буры* из всех видов борсодержащих отхо­
дов с последующим концентрированием солей и отверждением продукта до соле­
вого плава (вариант 4) или цементированием (вариант 5), или остекловыванием
(вариант 6).
•Бура — тетраборат натрия Na 2 B 4 0 7 • 10Н2О — кристаллогидрат натриевой соли тетраборной кислоты. Бура
растворима в воде (около 1,6 г на 100 г Н 2 0 при 10 °С). Применяется для борирования воды.

162

*

ON

Сжатый
гый
воздух
ух

311
г^/\
Н - Д Ь ^ В атмосферу

Из 105

I

Из 304

В атмосферу
Цемент
605
604^ '

гКIг\IДIл

401
402

308

301

г
®
\_J504

К ^ В 501 ЧЛ*- На сброс
512
^514

Рис. 9.1. Схема 1 (варианты 1—6) переработки ЖРО:
ЖБК — железобетонный контейнер; ФСД — фильтр смешанного действия; 302 — насос; 402, 407—410 — оборудование четвертого отде­
ления; 503, 504, 513, 514 — то же пятого

Камера
разгерметизации

HNO,

Н 3 В0 3

В атмосферу

/07 х

Бочка
'(200л)

41

0)808

ЖБК

813

Чин
811"

Ы&

ИзСВО-3
Из 205-

812

103

116

ши

*01

В 101, 201, 205
112

4 $ - ^
206

в

УГУ-500

Рис. 9.2. Схема 2 (вариант 1—6) переработки ЖРО:
114 — оборудование первого отделения; 207, 208 — то же второго

В 401
на доочистку

Т а б л и ц а 9.1. Назначение и состав отделений в схеме по обработке ЖРО
Номер

Вариант
Назначение отделения

1

2

3

4

5

6

Глубокое выпаривание
(установка УГУ-500)

+

+

+

+

+

+

Выделение борной кислоты

—

—

—

+

+

+

2

Ионообменная очистка растворов
кислоты

—

—

—

+

+

+

3
4

Выпаривание солевых растворов

+
+

+
+

+
+

+
+

+
+

+
+

5

Озонирование вод спецпрачечной,
саншлюзов, санпропускников

+

+

+

+

+

+

6

Цементирование ионообменных смол,
шламов

+

+

+

+

+

+

Цементирование кубовых остатков

—

+

—

+

—
+

+

Расплавление и растворение
солевого плава

—
+

+

—
+

Выделение буры из солевого плава

—
—

—
—

—
+

+

+

+

—

—

+

1

Ионообменная очистка конденсатов

7

8

Остекловывание кубовых остатков

Т а б л и ц а 9.2. Варианты обработки ЖРО при выводе энергоблока из эксплуатации
Вид ЖРО

Солевой
плав
Кубовый
Раствор
борной
кислоты

. Вариант

1
Помещение
упаковок в
железобе­
тонные кон­
тейнеры

2

3

4

5

6

Растворение
солевого
плава и сов­
местное
цементиро­
вание с
кубовым
остатком и
борной кис­
лотой

Растворение
солевого
плава и сов­
местное
остекловы­
вание с
кубовым
остатком и
борной кис­
лотой

Выделение
буры и бор­
ной кис­
лоты,
отвержде­
ние остав­
шихся солеи
до солевого
шпата

Выделение
буры и бор­
ной кис­
лоты,
отвержде­
ние остав­
шихся солеи
методом
цементиро­
вания

Выделение
буры и бор­
ной кис­
лоты,
отвержде­
ние остав­
шихся солеи
методом
остекловывания

Смолы,
сорбенты,
шламы

Обезвоживай]«е, цементирование

Дезактивационные
растворы

Осветление, выпаривание в установках СВО-3, отверждение кубового состатка, очистка конденса та

Промывоч­
ные воды,
конденсаты

Очистка в угсльных и ионообменных фильтрах

Воды спец- Очистка в ме:паническом фильтре, озонирование, переработка
прачечнои,
санпропуск­
ников

165

Солевой плав — это продукт отверждения эксплуатационных ЖРО. В соответ­
ствии с вариантом 1 металлические емкости с солевым плавом извлекаются из хра­
нилища, помещаются в бетонные контейнеры и заливаются солевым плавом, полу­
ченным в процессе отверждения кубовых остатков и растворов борной кислоты.
Согласно вариантам 2 и 3 солевой плав выплавляется из емкости, растворяется
до солесодержания 1000 г/л и полученный концентрат совместно с концентратом
кубового остатка и борной кислоты отверждается методом цементирования (вари­
ант 2) или остекловывания (вариант 3).
Согласно вариантам 4—6 солевой плав также выплавляется из емкости, раство­
ряется до солесодержания 1000 г/л. Из полученного концентрата путем охлажде­
ния выделяется бура, которая может быть повторно использована для получения
борной,кислоты. В случае недостаточной чистоты выделенной буры ее кристаллы
могут быть растворены в воде и полученный раствор подвергнут повторной очистке
в одной из систем СВО на ионообменных фильтрах совместно с растворами бор­
ной кислоты. Оставшиеся после выделения буры соли отверждаются совместно
с солями кубового остатка различными методами в зависимости от варианта: до
солевого плава (вариант 4), цементированием (вариант 5) или остекловыванием
(вариант 6).
Кубовые остатки — это концентраты, полученные при переработке ЖРО,
образовавшиеся в процессе эксплуатации энергоблоков, а также концентраты сис­
темы СВО-3, перерабатывающей дезактивационные растворы, применяемые в
значительных объемах при выводе энергоблока из эксплуатации.
Согласно варианту 1 кубовый остаток совместно с борной кислотой отвержда­
ется до солевого плава, который разливается в бетонные контейнеры, содержащие
емкости с солевым плавом от переработки технологических растворов.
В соответствии с вариантами 2 и 3 кубовый остаток совместно с растворенным
солевым плавом и борной кислотой отверждается цементированием (вариант 2)
или остекловыванием (вариант 3).
Согласно вариантам 4—6 из кубового остатка от переработки технологических
растворов, хранящегося в емкостях, извлекается бура. Оставшиеся соли сов­
местно с кубовым остатком установки СВО-3 и другими концентратами отверж­
даются методом цементирования (вариант 5) или остекловывания (вариант 6)1
Раствор борной кислоты по вариантам 1—3 выпаривается на СВО-3 и отверж­
дается совместно с другими концентратами до солевого плава (вариант 1) или
цементируется (вариант 2), или подвергается остекловыванию (вариант 3).
Согласно вариантам 4—6 раствор борной кислоты проходит очистку в ионообмен­
ных фильтрах, а затем выделяется из раствора в виде кристаллов.
Пульпы смол и сорбентов, хранящиеся в емкостях или образующиеся в про­
цессе очистки растворов, применяющихся при выводе энергоблока из эксплуата­
ции, согласно всем шести вариантам после обезвоживания отверждаются методом
цементирования.
Дезактивационные растворы представляют собой смесь собственно дезактивационных растворов с регенератами ионообменных фильтров и стирочными рас­
творами. Согласно всем шести вариантам эта смесь осветляется, а затем выпари­
вается в установке СВО-3. Полученный после выпаривания кубовый остаток
отверждается, а конденсат проходит дополнительную очистку в ионообменных
фильтрах.
166

Промводы и конденсаты включают в себя обмывочную воду оборудования и
помещений, воды спецпрачечной и санпропускников, конденсаты установки СВО-3
и установки глубокого выпаривания. Согласно всем шести вариантам данные
ЖРО проходят очистку в угольном и ионообменных фильтрах.
Воды спецпрачечной и санпропускников содержат значительное количество
поверхностно-активных веществ. Согласно всем шести вариантам эти воды прохо­
дят очистку в механических фильтрах, озонируются и направляются на доочистку
в ионообменные фильтры.
Варианты переработки ЖРО. Выше указывалось, что схема переработки
ЖРО состоит из восьми автономных отделений, связанных общей технологией
(см. рис. 9.1 и 9.2).
По варианту 1 (см. рис. 9.1—9.3) кубовый остаток из емкости 101 поступает в
монжюс 102 (см. рис. 9.2) и насосом 705 подается в установку глубокого выпари­
вания УГУ-500 104. Одновременно с кубовым остатком, накопленным ранее,
может перерабатываться и кубовый остаток из установки СВО-3, поступающий в
емкость 101.
Образующийся в УГУ-500 солевой плав сливается в железобетонный контей­
нер 777, в котором предварительно установлены бочки-упаковки с солевым пла­
вом, извлеченные из хранилища. Парогазовая фаза из 104 поступает в конденса­
тор 105. Конденсат сливается в емкость 401 для последующей обработки, а
неконденсирующиеся газы проходят очистку в фильтре типа ФСГО 106 и эжекто­
ром 707 выбрасываются в атмосферу.
Растворы борной кислоты из баков борированной воды первого контура 207 и
из других емкостей (см. рис. 9.1) подаются в выпарную установку СВО-3 307
через промежуточную емкость 301 (или 707), куда одновременно направляются
стирочные растворы спецпрачечной и регенераты ионообменных смол. Растворы
сначала попадают в электрокоагулятор 303, а затем — в отстойник 304. Пульпа —
отстой из 304 идет на отверждение, а декантат насосом 306 перекачивается в
выпарной аппарат 307 из емкости 305. Шлам из отстойника 304 направляется в
емкость 601, а затем на отверждение (через реактор-отстойник 602). Кубовый
остаток из выпарного аппарата 307 направляется на охлаждением в теплообмен­
ник 308, а затем в емкость 707 и далее на переработку. Парогазовая фаза посту­
пает в конденсатор 309, откуда конденсат направляется в емкость 401 (и далее на
ионообменную очистку), а неконденсирующиеся газы очищаются в фильтре
ФСГО 570 и выбрасываются в атмосферу эжектором 377.
В емкость 407 подаются промывочные воды, конденсаты установки глубокого
выпаривания и выпарной установки, воды спецпрачечной и санпропускников. Сис­
тема очистки этих вод состоит из механического фильтра 403, фильтра с катионитом 404, фильтра с анионитом 405 и фильтра смешанного действия 406. Очищенная
вода идет на повторное использование или сбрасывается в канализацию.
Стирочные растворы, воды от полоскания и санпропускников содержат поверх­
ностно-активные вещества и перед ионообменной очисткой подлежат обработке
озоном в целях разрушения ПАВ. Стирочные растворы собираются в емкость 507,
откуда насосом 502 (см. рис. 9.1) подаются на механический фильтр 505 и далее в
167

Солевой
плав в
бочках

Кубовый
остаток

Раствор
борной
кислоты

Сорбенты
смолы,
шламы

I Извлечение
1
из
хранилищ

Дезактиваиионные
растворы
(солесодержание
более 1 г/л)

Промводы
(солесодержание
менее I г/л,
Л<1(Г 5 Ки/л)

Стирочные
растворы

Очистка
в угольном
фильтре

Механическая
фильтрация

Механическая
фильтрация

Озонирование

Озонирование

rF

Установка
глубокого
выпаривания

Очистка в
Н-катионитовом,
ОН-анионитовом
фильтрах и ФСД

Смолы ]

Очищенная

ЖБК
ЖБК

ЖБК
На временное
хранение

Рис. 9.3. Принципиальная схема переработки РАО по варианту 1

Воды сан­
пропускников

Обмывочные
воды

колонну озонирования 506. Озон поступает из аппарата 509. Воздух для получе­
ния озона предварительно подогревается и осушается в теплообменнике 570.
Отработанный воздух проходит через дегазатор 507, где разрушается остаточ­
ный озон, и вентилятором 508 выбрасывается в атмосферу. Обработанные стироч­
ные воды собираются в емкость 577 и насосом 572 направляются на дополнитель­
ную очистку в емкость 507. По аналогичной схеме обрабатываются воды от
полоскания и санпропускников.
Отработанные ионообменные смолы, илы и шламы, хранящиеся в емкости 601,
с помощью эжектора 606 (см. рис. 9.1) направляются в реактор-отстойник 602.
Декантат сливается в емкость 707, а сгущенная пульпа поступает в экструдер 607,
где смешивается с цементом и другими необходимыми добавками. Цемент посту­
пает из бункера 604 с помощью шнекового питателя в дозатор цемента 603.
Цементный компаунд сливается в железобетонный контейнер.
Согласно варианту 2 (см. рис. 9.1, 9.2 и 9.4) все соли отверждаются методом
цементирования. Для этого емкости с солевым плавом извлекаются из хранилища
и направляются в камеру разгерметизации 707 (см. рис. 9.2), где с помощью элек­
тросварки проводится их разрезание. Далее емкости помещаются в камеру
выплавки. Камера обогревается электронагревателем и подаваемым свежим
паром. Расплав выливается в реактор-растворитель 702, куда также подается вода
из расчета получения концентрации солей 1000 г/л. Солевой концентрат посту­
пает в монжюс 709, откуда сжатым воздухом направляется на цементирование в
реактор-отстойник 602 (см. рис. 9.1).
Кубовый остаток из емкости 707 и выпарного аппарата 307 концентрируется в
установке глубокого выпаривания УГУ-500 104. Солевой концентрат также направля­
ется на цементирование в реактор-отстойник 602. Растворы борной кислоты предва­
рительно концентрируются в выпарном аппарате и затем с кубовым остатком доупариваются в установке УГУ-500 и далее перерабатываются по описанной выше схеме.
Другие растворы перерабатываются в соответствии с вариантом 1.
Аппаратурно-технологическая схема переработки жидких отходов по вари­
анту 3 (см. рис. 9.1, 9.2 и 9.5) отличается от схемы для варианта 2 технологией
отверждения солевого концентрата, образующегося в установке УГУ-500. В соот­
ветствии с вариантом 3 солевой концентрат из 104 направляется в монжюс 507
(см. рис. 9.2), откуда сжатым воздухом выдается через питатель в электропечь
прямого нагрева 802. Одновременно в питатель шнековым дозатором 575 пода­
ется паста — смесь мелассы* с песком. Паста готовится в аппарате 814 путем
смешения мелассы, поступающей из мерника 50Р с помощью дозатора 570, и
классифицированного силикатного песка. В электропечи происходят обезвожива­
ние, кальцинация и варка стекла. Расплавленная стекломасса периодически слива­
ется в металлические бочки вместимостью 200 л, которые после охлаждения
помещаются в бетонные контейнеры.
Электропечь охлаждается конденсатом, который циркулирует в контуре
емкость 577 — насос 572 — теплообменник 573. Парогазовая фаза из электропечи
поступает в барботер-холодильник 503, где происходит конденсация пара. Кон*Меласса — связывающий ингредиент, патока. Она состоит из 20—25 % воды, примерно 9 % азотистых соеди­
нений, 58—60 % углеводов и 7—10 % золы.

169

Солевой
плав в
бочках

Кубовый
остаток

Раствор
борной
кислоты

Извлечение
из
хранилищ
Установка
глубокого
выпаривания

Расплавление и
растворение до
солесодержания
1000г/л

Сорбенты
смолы,
шламы

Дезактивационные
растворы
(солесодержание
более 1 г/л)

Размыв и
извлечение
из емкости

Осветление
в отстойнике

111

ая

Сгущение в
отстойнике

^Конденсат,

Промводы
(солесодержание
менее 1 г/л,
А < 10~5 Ки/л)

Стирочные
растворы

Очистка
в угольном
фильтре

Механическая
фильтрация

Механическая
фильтрация

V}

Озонирование

Озонирование

Очистка в
Н-катионитовом,
ОН-анионитовом
фильтрах и ФСД

Смолы]

Выпаривание
в СВО-3
Цементирование

Очищенная
вода
ЖБК
ЖБК
На временное
хранение
Рис. 9.4. Принципиальная схема переработки РАО по варианту 2

Воды сан­
пропускников

Обмывочные
воды

Солевой
плав в
бочках

Кубовый
остаток

Раствор
борной
кислоты

Сорбенты
смолы,
шламы

Дезактивационные
растворы
(солесодержание
более 1 г/л)

Промводы
(солесодержание
менее 1 г/л,
А < 10"5 Ки/л)

Стирочные
растворы

Размыв и
извлечение
из емкости

Осветление
в отстойнике

Очистка
в угольном
фильтре

Механическая
фильтрация

Механическая
фильтрация

Озонирование

Озонирование

Воды сан­
пропускников

Обмывочные
воды

X
Извлечение
из
хранилищ
Установка
глубокого
выпаривания

Расплавление и
растворение до
|солесодержания
1000 г/л
I

гая
п

Сгущение в
отстойнике

т$

Очистка в
Н-катионитовом,
ОН-анионитовом
фильтрах и ФСД

Смолы]

Выпаривание
СВО-3
Остекловывание

Металлические
бочки

Очищенная
вода

ЖБК
ЖБК
На временное
хранение
Рис. 9.5. Принципиальная схема переработки РАО по варианту 3

денсат собирается в монжюс 807 и насосом 808 направляется на доочистку в сис­
тему 401—406 (см. рис. 9.1). Неконденсирующиеся газы проходят очистку от
аэрозолей в фильтрах ФСГО 804 и ФАРТОС 805, затем в абсорбционной колонне
806 происходит улавливание оксидов азота, и очищенные газы вакуум-насосом 816
выбрасываются в атмосферу. Конденсат с повышенной кислотностью из абсорб­
ционной колонны направляется в монжюс 807 и далее на доочистку в систему
401—406.
Согласно варианту 4 (см. рис. 9.2 и 9.6) кубовый остаток из емкости 101 пос­
тупает в монжюс 102 и насосом 103 подается на установку УГУ-500 104. Парога­
зовая фаза попадает в конденсатор 105, откуда конденсат сливается в емкость 401
для последующей очистки в ионообменных фильтрах, а неконденсирующиеся
газы проводят очистку в фильтре ФСГО 106 и эжектором 707 выбрасываются в
атмосферу.
Солевой концентрат поступает в реактор-кристаллизатор 108, куда одновре­
менно подается концентрированная азотная кислота (63 %) в количестве 3,1 г/л
для снижения рН с 11 до 9,8. При охлаждении концентрата выпадают в осадок
соли тетрабората натрия (буры), которые отделяются с помощью вакуум-фильтра
109. Для промывки осадка в фильтре могут быть использованы насыщенные борсодержащие растворы из аппарата 201 или 205. Промытый осадок подсушивается
в фильтре воздухом из калорифера 113 и загружается в бочки или мешки. Маточ­
ный раствор из фильтра отсасывается паровым эжектором ПО и направляется в
монжюс 777, откуда насосом 772 перекачивается в свободную емкость 707 (или
емкости 207, 205). В результате переработки накопленного кубового остатка в
целях выделения буры его объем сократится примерно в 3 раза и составит около
1000 м . После завершения выделения буры кубовый остаток совместно с дру­
гими растворами, не содержащими соединений бора, в том числе и кубовый оста­
ток из СВО-3 от выпаривания десорбирующих растворов, образующихся при
выводе энергоблока из эксплуатации, направляется повторно на установку глубо­
кого выпаривания 104 для получения солевого плава, который сливается непос­
редственно в железобетонный контейнер.
Бочки с солевым плавом (см. рис. 9.5) после извлечения из хранилища направ­
ляются в специальную камеру 707, где производится их разгерметизация и
выплавление солей за счет нагрева электронагревателями и свежим паром. Соле­
вой плав поступает в реактор 702, где разбавляется до солесодержания 1000 г/л.
При этом рН раствора снижается до 9,8 в результате подачи концентрированной
азотной кислоты (в расчете 6,3 г/л), и затем он сливается в реактор-кристаллиза­
тор 705. Выделившиеся кристаллы буры отделяются с помощью вакуум-фильтра
706, промываются раствором борной кислоты из емкости 207 или 205, просуши­
ваются воздухом из калорифера 708 и загружаются в бочки или мешки. Фильтрат
из вакуум-фильтра эжектором 707 отсасывается в монжюс 703, откуда насосом
704 перекачивается в емкость 707. Растворы, не содержащие бор, поступающие из
емкости 707, как описано выше, повторно выпариваются на установке УГУ-500
104 до солевого плава.
Растворы борной кислоты из емкости 207 (и других, имеющихся на станции)
насосом 202 подаются на очистку в ионообменные фильтры 203 и 204 и затем
172

Солевой
плав в
бочках

Раствор
борной
кислоты

Кубовый
остаток

Сорбенты
смолы,
шламы

Промводы
(солесодержание
менее 1 г/л,
Л<10~ 5 Ки/л)

Дезактивационные
растворы
(солесодержание
более 1 г/л)

Очистка
в угольном
фильтре

Извлечение
из
хранилища

Расплавление и
растворение до
солесодержания
1000 г/л

Очистка в
Н-катионитовом,
ОН-анионитовом
фильтрах и ФСД

Кристаллизация
буры

Стирочные
растворы
(ПАВ)

Механическая
фильтрация

Озонирование

Фильтрация
и промывка
осадка
Сбор
Затаривание
буры и борной
кислоты

ЖБК

'-->
ЖБК

— раствор, содержащий бор

На временное
хранение

На временное
хранение

Рис. 9.6. Принципиальная схема переработки РАО по варианту 4

Обмывочные!
воды

Механическая
фильтрация

Смолы)

Очищенная
вода на
повторное
использование

Затаривание
буры

Воды сан­
пропускников

Озонирование

собираются в емкости 205. Очищенный раствор насосом 206 перекачивается в
установку глубокого выпаривания 104, Парогазовая фаза проходит очистку по
приведенной выше схеме. Концентрированный раствор борной кислоты поступает
в реактор-кристаллизатор 108, где образуются кристаллы борной кислоты. Рас­
твор фильтруется через вакуум-фильтр 109, при этом отделяются кристаллы бор­
ной кислоты, которые после просушки загружаются в бочки или мешки. Фильтрат
собирается в монжюс 111 и насосом 112 перекачивается в емкость 205 для повтор­
ной подачи на установку глубокого выпаривания. Таким образом, все растворы
борной кислоты будут переработаны в установке глубокого выпаривания без
потерь извлекаемого компонента. Другие растворы перерабатываются по схеме
варианта 1.
По вариантам 5 и 6 (см. рис. 9.1, 9.2, 9.7 и 9.8) переработка жидких отходов
осуществляется так же, как по варианту 4, за исключением обработки кубовых
остатков и фильтратов после выделения буры (см. принципиальные схемы рис. 9.1
и 9.2). Особенность варианта 5 состоит в том, что кубовый остаток и фильтраты
после выделения буры собираются в емкости 101 (см. рис. 9.2) и направляются на
УГУ-500 104, где выпариваются до концентрации солей 1000 г/л. Солевой концен­
трат подается в монжюс 115, откуда насосом 116 направляется для цементирования
в аппарат 602. Из 602 концентрат поступает в экструдер 607, где смешивается
с цементом и другими добавками. Цемент подается из бункера 604 (см. рис. 9.1)
с помощью шнекового питателя в дозатор цемента 603, Цементный компаунд сли­
вается в железобетонный контейнер. Воздух из бункера 604 направляется через
фильтр 605 в атмосферу.
Кубовый остаток и фильтраты после выделения буры по варианту 6 отверждаются методом остекловывания. Для этого доупаренные в 104 растворы с концент­
рацией солей 1000 г/л из монжюса 115 насосом 116 подаются в монжюс 801 (см.
рис. 9.2). Солевой концентрат сжатым воздухом направляется в электропечь 802,
куда одновременно дозируется флюс в виде пасты, состоящей из песка и мелассы
(или этиленгликоля). Паста приготавливается в аппарате 814 перемешиванием
указанных компонентов. Меласса подается из мерника 809 насосом-дозатором
810. Необходимое количество бора поступает в электропечь с кубовым остатком,
который содержит буру в количестве около 30 г/л. При необходимости дополни­
тельное количество бора может быть введено в виде борной кислоты из баков 201
или по линии подачи флюса. В электропечи происходят окончательное обезвожи­
вание, кальцинация солей и сплавление оксидов. Процесс остекловывания проте­
кает при температуре 1100 °С.
Остеклованные отходы в виде расплава стекломассы сливаются в металлические емкости вместимостью 0,2 м , которые затем устанавливаются в бетонные
контейнеры. Парогазовая фаза из электропечи поступает в барботер-холодильник
803. Конденсат из барботера-холодильника собирается в монжюс 807 и насосом
808 направляется в 401 (см. рис. 9.2) для дальнейшей переработки или повторного
использования. Неконденсирующие газы проходят очистку в фильтрах ФСГО 804
и ФАРТОС 805. В абсорбционной колонне 806 улавливаются оксиды азота. Отсос
неконденсирующихся газов из электропечи осуществляется вакуум-насосом 575.
Электропечь 802 охлаждается обессоленной водой, циркулирующей по замкну174

Солевой
плав в
бочках

Раствор
борной
кислоты

Кубовый
остаток

Извлечение
из
хранилища

Промводы
(солесодержание
менее 1 г/л,
Л<НГ 5 Ки/л)

Дезактивационные
растворы
(солесодержание
более 1 г/л)

Очистка
в угольном
фильтре

Очистка
в фильтрах

Расплавление и
растворение до
солесодержания
1000 г/л
•I

Сорбенты
смолы,
шламы

Установка
глубокого
>f>| выпаривания

Стирочные
растворы
(ПАВ)

Механическая |
фильтрация

Очистка в
Н-катионитовом,
ОН-анионитовом
фильтрах и ФСД

1_ГТ
Кристаллизатор
буры и борной
кислоты

Кристаллизация
буры

Механическая!
фильтрация

Смолы)

Озонирование
Очищенная
вода на
повторное
использование

(Фильтрату

Фильтрация
и промывка
осадка
Сбор

ГЦемеьгп
Затаривание
буры

Обмывочные |
воды

>

*

Фильтрация
и промывка
осадка

Воды сан­
пропускников

Цементи­
рование

Затаривание
буры и борной
кислоты

ЖБК
sss>

_ раствор, содержащий бор

На временное
хранение

ЖБК

На временное
хранение

Рис. 9.7. Принципиальная схема переработки РАО по варианту 5

Озонирование

Солевой
плав в
бочках

Раствор
борной
кислоты

Кубовый
остаток

Извлечение
из
хранилища

Сорбенты
смолы,
шламы

Промводы
(солесодержание
менее 1 г/л,
Л<НГ 5 Ки/л)

Дезактивационные
растворы
(солесодержание
более 1 г/л)

Очистка
в угольном
фильтре

Очистка
в фильтрах

Расплавление и
растворение до
солесодержания
1000 г/л

Очистка в
Н-катионитовом,
ОН-анионитовом
фильтрах и ФСД

Кристаллизация
буры
Очищенная
вода на
повторное
использование

Стирочные
растворы
(ПАВ)

Механическая |
фильтрация

Затаривание
буры

Металлические
бочки

Затаривание
буры и борной
кислоты

Озонирование

ЖБК
:s=>

_ раствор, содержащий бор

На временное
хранение
ЖБК
На временное
хранение
Рис. 9.8. Принципиальная схема переработки РАО по варианту 6

Обмывочные!
воды

Механическая!
фильтрация

Смолы)

Сбор
Остекловывание

Воды сан­
пропускников

Озонирование

тому контуру, состоящему из емкости 811, насоса 812 и теплообменника 813 (см.
рис. 9.2).
Для остекловывания солевого концентрата может применяться также уста­
новка с индукционным плавителем. Однако в этом случае потребуется использо­
вание кальцинатора для предварительного обезвоживания отходов и их частичной
кальцинации, что усложняет схему остекловывания. Поэтому наиболее предпоч­
тительным является применение для остекловывания ЖРО электропечи прямого
нагрева. Из-за незначительной производительности печи (менее 100 л/ч), высокой
концентрации солей (примерно 1000 г/л) варочная зона печи имеет площадь
2

7

поверхности примерно 1 м . Относительно низкая активность стекла (-10 Бк/л)
позволяет провести демонтаж электропечи после выработки ею ресурса.

ВРЕМЕННОЕ ХРАНЕНИЕ ЖИДКИХ
РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

Хранилища РАО должны располагаться на предприятиях — объектах образова­
ния отходов. Хранение ЖРО любой категории в открытых емкостях и водоемах
запрещается [87] (хотя от данного правила имеются отступления).
Хранилища ЖРО обычно являются частью комплекса сооружений ядерных
установок. Основные условия, которые выполняются при строительстве храни­
лищ радиоактивных отходов, следующие: исключение попадания радиоактивных
веществ в окружающую среду и обеспечение радиационной безопасности обслу­
живающего персонала и населения. Это достигается применением систем дистан­
ционного управления, обслуживания и контроля процессов, протекающих при
хранении отходов. В зависимости от назначения хранилища, вида отходов (рас­
твор или пульпа), вида излучателя (а, Р, у), характеристик отходов по солевому
или кислотному признаку (кислые, нейтральные, щелочные) и ряду других факто­
ров определяются требования для каждого хранилища. Так, емкости, оборудова­
ние и коммуникации для жидких отходов с альфа-активностью (без заметного
гамма-излучения) не нуждаются в специальной защите, однако требуют надежной
герметизации. Для емкостей с ЖРО, обладающими гамма-излучением, необхо­
дима биологическая защита. Для отвода из емкостей выделяющегося водорода и
других газов предусматривают газовые сдувки. При отводе теплоты от ЖРО с
удельной активностью до 8 Ки/л может быть использована технологическая вен­
тиляция, при более высокой активности применяют водяное охлаждение.
Баки и трубопроводы для кислых растворов выполняются из коррозионностойких сталей, марки которых определяются в зависимости от химического
состава кислот и их концентрации, а также от температуры раствора. При ней­
тральных и щелочных растворах может быть применена низкоуглеродистая сталь
с нанесением на нее радиационно- и кислотостойких лаков, красок и покрытий на
основе эпоксидной смолы [98].
Вместимость каждой группы емкостей (для концентрированных растворов,
пульп, отработанных смол и сорбентов) и суммарная вместимость хранилищ
определяются количеством отходов каждого вида; временем, на которое рассчи­
тано заполнение емкостей; предполагаемым временем хранения отходов (долго­
временное или временное хранение); периодом полураспада нуклидов, содержа­
щихся в ЖРО; необходимым резервом (обычно на случай аварии в хранилище
предусматривают дополнительные емкости).
Хранилище жидких радиоактивных отходов не должно находиться в пределах
первого и второго поясов зоны санитарной охраны подземных водозаборов. Для
контроля возможного загрязнения грунтовых вод радиоактивными веществами
178

по периметру хранилища закладываются наблюдательные скважины на расстоя­
нии 5—10 м от внешней поверхности емкостей.
Для поддержания санитарно-гигиенического режима в основу планировки храни­
лища закладывается принцип деления территории на «грязную» и «чистую» зоны.
Месторасположение хранилищ выбирается с учетом гидрогеологических усло­
вий: предпочтительны зоны с низким стоянием грунтовых вод, наличием глинис­
тых и суглинистых грунтов, возможностью и прочностью сорбции грунта, мини­
мальной скоростью движения грунтовых вод.
Варианты компоновки хранилищ ЖРО могут быть различны в зависимости от
назначения ядерной установки. Возможный вариант компоновки хранилища ЖРО
для экспериментальных и исследовательских реакторов представлен на рис. 10.1.
Данное хранилище может включать в себя несколько баков вместимостью по 200,
400 или 600 м и помещения для технологического оборудования, контрольноизмерительной аппаратуры и вспомогательных служб. Как правило, баки храни­
лища заглублены на 3 м (но расстояние до верхнего уровня грунтовых вод должно
быть не менее 1,5 м).
Баки для хранения ЖРО могут быть подземными, полуподземными и назем­
ными. Наземные баки делятся: на металлические (из нержавеющей или углеро­
дистой стали); железобетонные необлицованные и облицованные изнутри нержа­
веющей или углеродистой сталью. В практике чаще находят применение
железобетонные (облицованные и необлицованные) баки. Металлические баки
обычно размещают в специальных бетонных камерах. Наземная часть бака обва­
ловывается землей. Снаружи железобетонные баки торкретируют цементным рас­
твором с добавлением алюмината натрия и затем покрывают слоем битума.
Хранилища ЖРО для энергоблоков имеют повышенную вместимость (порядка
тысяч кубических метров). Схемы хранилищ представлены на рис. 10.2. Из
рисунка видно, что хранилище подразделяют на два характерных объема. К пер­
вому относятся группа баков с ЖРО, трубный коридор и монтажный зал, предна­
значенный для обслуживания трубного коридора и контрольной аппаратуры,
смонтированной в хранилище. Второй объем (пристройка к первому объему)
представляет собой помещения со вспомогательным оборудованием и бытовые.
По уровню потенциальной радиационной опасности помещения хранилищ
ЖРО делят на три зоны. Первая зона — это помещения с технологическими агре­
гатами и те, в которых при штатных эксплуатационных условиях постоянно при-

Рис. 10.1. Хранилище ЖРО вместимостью 200 м :
/ — бак для хранения ЖРО; 2 — вспомогательное помещение
179

Рис. 10.2. Хранилища ЖРО вместимостью 2400 м :
а — с цилиндрическими баками; б — с прямоугольными баками; 1 — баки для хранения ЖРО; 2 —
трубный коридор; 3 — монтажный зал; 4 — пристройка

сутствуют радиационные загрязнения (трубные коридоры, помещения монжюсов
и насосов перекачки ЖРО, воздуховодов и фильтров узла очистки сдувок из
емкости). Вторая зона включает в себя помещения, имеющие контакт с первой
зоной: монтажный зал, помещения ремонта оборудования и его дезактивации,
помещения КИП. Третья зона — этот условно «чистая зона» (однако без постоян­
ного пребывания в ней персонала), в которой размещены щитовые управления
системами сжатого воздуха, отопления, водопровода, приточной вентиляции и
управления и контроля.
180

Наличие помещений трех зон характерно для самостоятельно действующего
хранилища. На АЭС отдельные службы хранилища связаны с аналогичными
службами энергоблоков. Однако следует отметить, что, как правило, хранилище
РАО на АЭС — комплексное: в едином здании сосредоточены хранилища ТРО и
ЖРО. Хранилище соединено с главным корпусом АЭС эстакадой, на которой рас­
положены трубопроводный и вентиляционный коридоры и коридор для транспор­
тировки контейнеров с ТРО. Здание комплексного хранилища состоит из двух
объемов. Первый объем включает в себя группу баков для хранения ЖРО, труб­
ный коридор для технических коммуникаций, хранилище ТРО и монтажный зал.
Второй — представляет собой многоэтажную часть здания, в которой располага­
ются помещения для установок отверждения ЖРО и вспомогательных систем. По
санитарному признаку помещения разделены на обслуживаемые, полуобслужива­
емые и необслуживаемые.
Баки с ЖРО объединены «грязными» трубопроводными коридорами и «чис­
тыми» коридорами обслуживания. Боксы хранилища твердых отходов располага­
ются над боксами хранилища жидких отходов (но бывает и обратное размещение).
Для временного хранения ЖРО на АЭС вплоть до их отверждения существует
система промежуточного узла (ПУХЖРО), предназначенная для приема, хранения
и предварительной выдержки ЖРО, обеспечивающей распад короткоживущих
изотопов перед подачей ЖРО на отверждение.
В качестве примера рассмотрим систему ПУХЖРО для АЭС с реакторами
ВВЭР-1000. В эту систему поступают жидкие радиоактивные отходы, образующи­
еся в процессе эксплуатации установок спецводоочистки и очистки теплоноси­
теля первого контура: отработанные ионообменные смолы фильтров установок
СВО, высококонцентрированные солевые растворы (кубовый остаток) от перера­
ботки трапных вод на выпарных аппаратах (с солесодержанием до 200 г/л),
шламы из бака-отстойника и бака-приямка трапных вод.
Система ПУХЖРО является системой нормальной эксплуатации, важной для
обеспечения безопасности. Жидкие радиоактивные отходы, содержащиеся в
емкостях, имеют удельную активность, превышающую 10 Бк/л, поэтому все
помещения этой системы облицованы нержавеющей сталью для обеспечения
локализации ЖРО в случае разгерметизации емкостей или трубопроводов. Кроме
того, помещения оснащены сигнализацией о появлении влаги. Емкости оборудо­
ваны гидрозатворами для предотвращения повышения давления и выхода радио­
нуклидов в воздух помещений, а также системой контроля уровня ЖРО.
В состав системы входят группы оборудования: для приемки и выдержки ЖРО
(емкости фильтрующих материалов, кубового остатка, резервная емкость для при­
ема сорбентов или кубового остатка при переполнении основных баков или нару­
шении их герметичности); для транспортировки ЖРО (монжюс кубового остатка,
гидроэлеватор для перекачки сорбентов, разделительная емкость).
Ежегодно в ПУХЖРО могут поступать (в расчете на четыре энергоблока с
реакторами ВВЭР-1000): до 75 м отработанных сорбентов с удельной активностью до 3,7 • 10 Бк/л; до 1100 м кубовых остатков со средним солесодержанием
•7

200 г/л; шлам с активностью около 10 Бк.
181

В каждом помещении ПУХЖРО имеется специальный бак-приямок для сбора
и удаления возможных утечек ЖРО. Емкости хранилища скомпонованы по прин­
ципу «банка в банке», что практически исключает возможность неконтролируе­
мой утечки радиоактивной среды в грунт и подземные воды. Транспортировка
радиоактивных смол и осадков из емкости в емкость, а также подача пульпы на
установку отверждения ЖРО осуществляются с помощью гидроэлеваторов.
Емкости ПУХЖРО имеют общий коллектор сдувок. Технологические сдувки и
воздух помещений перед выбросом в вентиляционную трубу очищаются в аэро­
зольных фильтрах.
Для предотвращения возможного накопления газов (вследствие радиолиза
воды) в верхней части емкостей предусмотрена продувка их сжатым азотом с после­
дующим отводом газов в систему аэрозольной очистки.
Внутри емкостей имеются отражательная перегородка для распределения и
гашения энергии сбрасываемого в бак потока и воздухораспределительная перего­
родка, исключающая поступление в линию перелива частиц смолы фильтров. В
нижней части емкости располагается труба с перфорированными желобами, к кото­
рым подводится декантат для взрыхления и размыва среды перед ее транспортиров­
кой. Врезка всех технологических штуцеров в обечайку емкости ПУХЖРО произ­
водится выше уровня максимального ее заполнения. Конструкция емкостей
ПУХЖРО должна обеспечивать их работоспособность при максимальном расчет­
ном землетрясении.
Система контроля и управления ПУХЖРО состоит из подсистем технологиче­
ского и радиационного контроля, технологической сигнализации.
Параметрами, характеризующими нормальную работу узла хранения ЖРО,
являются: уровень ЖРО в баках; уровень запирающей жидкости в гидрозатворах;
температура в емкостях; давление (разрежение) в монжюсе; перепад давления на
аэрозольных фильтрах очистки сдувок; плотность кубового остатка. При отклоне­
нии параметров от номинальных значений срабатывают сигнализация на щите
СВО или защитные блокировки. Арматура ПУХЖРО имеет автоматическое или
дистанционное управление.
Активность ЖРО, находящихся в баках ХЖО, определяется в основном нали­
чием радионуклидов
Cs,
Cs, Со, Со, Mn, Fe. Суммарная активность
12

ЖРО составляет примерно 3,7 • 10 Бк.
Кубовый остаток выпарных установок подается в емкости кубового остатка с
помощью монжюса системы переработки трапных вод. Перекачка кубового
остатка из одной емкости в другую, из емкости кубового остатка в резервную, из
баков-приямков помещений емкостей ПУХЖРО, а также в систему отверждения
ЖРО осуществляется монжюсом ПУХЖРО. Монжюс работает периодически, раз­
режение в нем создается вакуум-насосом.
В емкости фильтрующих материалов осуществляется гидротранспортировка
радиоактивных отработанных смол и дисперсных осадков, удаляемых из филь­
тров при гидровыгрузке. Отделение смолы и дисперсных осадков происходит в
емкостях ПУХЖРО методом отстаивания. Накапливаемые при этом сорбенты
постоянно находятся под уровнем воды, что повышает безопасность хранения
отходов и упрощает процесс последующей транспортировки их в систему отверж­
дения. Декантат из емкостей фильтрующих материалов и резервной емкости пода182

ется в бак сбора, откуда насосом перекачивается снова в емкость фильтрующих
материалов для размыва пульпы, к гидроэлеваторам (в качестве рабочей среды), и
в фильтры предочистки СВО-3.
Транспортировка радиоактивной пульпы из емкостей фильтрующих материалов
к установке отверждения осуществляется с помощью гидроэлеваторов, работающих
по типу эжекторов; окончательное опорожнение этих емкостей осуществляется с
помощью разделительной емкости. Кубовый остаток от СВО-3 и СВО-7 транспор­
тируется монжюсами этих установок в емкости кубового остатка, откуда монжюсом
ХЖО он подается на установку отверждения либо в резервную емкость.
При переливе из емкости кубового остатка и при наличии влаги в баках-при­
ямках помещений емкостей фильтрующих материалов (при срабатывании сигна­
лизатора появления влаги) с помощью того же монжюса ХЖО осуществляется
возврат протечек в резервную емкость или в любую из емкостей кубового остатка.
В системе ХЖО могут создаваться аварийные ситуации, возникновение кото­
рых обусловлено переполнением баков, повышением давления в них, их разуплот­
нением. При переполнении баков избыток жидкости через гидрозатвор перелива­
ется в герметичное помещение, а затем перекачивается в резервный бак. При
превышении допустимого давления срабатывает гидрозатвор и газовоздушная
среда выбрасывается в помещение, а далее через систему вентиляции — в венти­
ляционную трубу. При разуплотнении бака радиоактивная среда вытекает в герме­
тичное помещение. Сброс отходов переводится на резервную емкость, находящи­
еся в разуплотненном баке отходы также перекачиваются в резервную емкость.
Хранение ЖРО энергоблоков с реакторами РБМК-1000 принципиально не
отличается от хранения ЖРО энергоблоков с реакторами ВВЭР. При этом жидкие
з
отходы хранятся в металлических баках вместимостью 1000 м , установленных в
изолированных боксах, имеющих металлическую облицовку, или в железобетон­
ных резервуарах. В качестве примера на рис. 10.3 представлен поперечный разрез

Рис. 10.3. Хранилище жидких радиоактивных отходов с металлическими баками (Смоленская АЭС)
183

Рис. 10.4. Хранилище жидких радиоактивных отходов с железобетонными резервуарами

хранилища ЖРО Смоленской АЭС. На нижней отметке хранилища установлены
баки ЖРО, над ними находятся отсеки для хранения твердых радиоактивных
отходов и операционный зал с крановым оборудованием. Хранилище ЖРО с
железобетонными резервуарами показано на рис. 10.4. Резервуары облицованы
нержавеющей сталью, имеют тороидальное железобетонное покрытие и обвало­
ваны грунтом. При подобном хранении ЖРО возникают трудности по извлечению
осадка из баков ХЖО, что обусловливает проблемы при выводе энергоблоков из
эксплуатации, так как штатные системы хранилищ дают возможность удалять из
баков только жидкую фазу отходов [27].
Обращение с кубовыми остатками Кубовые остатки представляют собой
высокосолевые растворы, содержащие продукты деления, радионуклиды коррози­
онного происхождения и вещества, используемые для дезактивации оборудования
и поддержания водно-химического режима. На ряде АЭС накоплены значитель­
ные количества кубовых остатков. Емкости для их хранения практически на всех
АЭС России заполнены на 70 % и более, что в будущем может поставить на
повестку дня вопрос об останове энергоблоков из-за отсутствия емкостей для хра­
нения кубовых остатков [24]. Решить эту проблему можно будет за счет внедрения
на АЭС методов переработки кубовых остатков, позволяющих заметно сократить
конечный объем РАО, подлежащих хранению. В табл. 10.1 приведены основные
характеристики таких методов. Из данных таблицы следует, что селективная сорб­
ция обладает преимуществом по сравнению с другими методами переработки
кубовых остатков и может быть рекомендована в качестве базового метода.
Таблица 10.1. Характеристики методов переработки кубовых остатков [24]
Метод переработки

Коэффициент сокращения объема*

Качество конечного продукта

Бутимирование

1,5—2,5

Хорошее

Цементирование

0,9-1,3

Удовлетворительное

Глубокое выпаривание

2—3

Низкое

Остекловывание

3-4

Высокое

Около 70

»

Селективная сорбция

•Согласно данным [35] коэффициент сокращения объема при битумировании отходов составляет 1—1,5, а
при цементировании — 0,7—0,9.

184

Таблица 10.2. Удельные активности радионуклидов кубовых остатков [24]
Удельная активность, Бк/л

АЭС

,37

Cs

60

Со

54

Мп

Балаковская

и-106

и-104

и-104

Калининская

и-107

и-105

и-105

Ленинградская

и-108

и-104

и-104

Кольская

и-107

и-106

и-105

Курская

и-106

и-104

и-104

Примечание. Коэффициент п = 1 ч-10.

Усредненные значения удельных активностей для различных радионуклидов
кубовых остатков АЭС России представлены в табл. 10.2. Из данных этой таб­
лицы следует, что удельные активности кубовых остатков, обусловленные наличием радионуклидов
Cs, Со и Мп, весьма значительны.
Была предложена технологическая схема переработки кубового остатка, кото­
рая включает в себя следующие основные узлы: расходную емкость; узел очистки
от радионуклидов переходных элементов; узел очистки от радионуклидов цезия,
состоящий из двух или трех последовательно включенных фильтров-контейнеров,
размещенных в защитных контейнерах; емкостей радиационного контроля. Очи­
щенный от радионуклидов кубовый остаток перерабатывается на установке глу­
бокого выпаривания.
Кубовый остаток из ХЖО поступает в расходную емкость, из которой насосом
перекачивается в узел очистки от радионуклидов кобальта и активированных про­
дуктов коррозии. После процесса осаждения радиоактивная пульпа отделяется и
направляется на хранение (захоронение). Очищенный от радионуклидов кобальта
кубовый остаток поступает в цепочку фильтров-контейнеров для удаления радио­
нуклидов цезия. Фильтры-контейнеры загружаются слоем сорбента типа НЖС
(НЖА) и представляют собой стандартный цилиндрический контейнер объемом
200 л с коаксиальными входом и выходом ЖРО.
После насыщения сорбента радионуклидом головной фильтр-контейнер проду­
вается сжатым воздухом и вместе с защитным контейнером извлекается из техно­
логической схемы. Входное и выходное отверстия фильтра герметично закрыва­
ются. Транспортировка фильтра к месту хранения осуществляется вместе с
защитным контейнером. В хранилище фильтр-контейнер дистанционно извлека­
ется из защитного контейнера и размещается в специальных ячейках. Защитный
контейнер направляется на повторное использование.
На место отработанного фильтра-контейнера помещается свежий, а очищае­
мый поток направляется во второй, третий и затем во вновь установленный
фильтр-контейнер. Периодическое обновление выходной части фильтрующего
слоя позволяет достичь максимальной эффективности очистки и высокой степени
использования сорбционной емкости сорбента.
Очищенный от радионуклидов кубовый остаток поступает в бак радиацион­
ного контроля. Если его удельная активность превышает нормируемое значение,
185

содержимое бака поступает на повторную очистку. При достижении допустимого
уровня активности кубовый остаток может быть направлен на установку глубо­
кого выпаривания. Согласно предложенной схеме переработки кубовый остаток
выпаривается до кристаллогидратного плава, который в горячем виде загружается
в стандартные 200-литровые бочки и поступает на хранение на полигон общепро­
мышленных отходов.
Для очистки от радионуклидов кобальта можно предложить метод озонирова­
ния кубового остатка или его осаждения диэтилдитиокарбонатом натрия с предва­
рительным вытеснением кобальта из комплекса с ЭДТА ионами кальция. Процесс
осаждения проводится без корректировки рН. Лабораторные исследования этого
метода показали возможность выделения Со из реальных ЖРО с коэффициен­
том очистки около 100. Вместе с кобальтом в осадок переходят все элементы,
образующие труднорастворимые соединения, в том числе Fe, Ni, Сг и др.
Утверждается, что данная технология выделения радионуклидов цезия из
кубовых остатков ЖРО с применением фильтров-контейнеров позволяет снизить
концентрацию радионуклидов цезия примерно в 10 раз.
Московское научно-производственное объединение «Радон» выполнило также
эксперименты по очистке кубовых остатков ядерных энергоблоков с помощью
ферроцианидных сорбентов [24]. Результаты этих экспериментов показали, что
использование селективных сорбентов хотя и позволяет в значительной степени
снизить объемную активность кубовых остатков, но не обеспечивает получения
нерадиоактивных растворов ни по кобальту, ни по цезию. Очистки от радионук­
лидов кобальта не происходит, так как кобальт — хороший комплексообразователь и присутствует в кубовом остатке в виде различных органических комплек­
сов, несклонных к сорбции.
Низкие ресурсы сорбентов по цезию объяснялись отравляющим действием
органических комплексов на сорбенты. Задача состояла в разрушении органиче­
ских веществ. С этой целью были опробованы реагентные методы, озонирование
и электрохимическое окисление. Лучшим оказалось озонирование, в ходе кото­
рого разрушаются комплексы кобальта и марганца, а радионуклиды кобальта и
марганца переходят в сорбируемую форму. Одновременно в кубовом остатке про­
исходит образование твердой фазы гидроксидов и оксидов переходных металлов
(Fe, Ni, Сг и др.), на которых и происходит осаждение радионуклидов кобальта и
марганца [24]. Полнота окисления комплексов определяет степень извлечения
Со и Мп. Доля образовавшегося при озонировании осадка зависит от состава
кубового остатка и превышает 1 % его объема.
Таким образом, процесс переработки кубового остатка должен включать в
себя: 1) озонирование (окисление); 2) отделение осадка (фильтрацию); 3) селек­
тивную сорбцию цезия.
При исходной удельной активности кубового остатка по кобальту А60

=
Со

= 2,48 • 10 Бк/л и марганцу А™4 = 1,85 • 10 Бк/л конечная удельная активность
кон

его А60
186

2

Мп
кон

< 3,7*10 Бк/л, А54
Со

2

= (1,1ч-3,7)* 10 Бк/л. Следовательно, реально
Мп

удельная активность по кобальту снижается [24] примерно в 10 раз, а по марз
ганцу — примерно в 10 раз.
При исходной удельной активности кубового остатка по цезию А "37

=

= 7,25 • 10 Бк/л конечная удельная активность А™" = (0,37н-3,7) • 10 Бк/л, т.е.
Cs

реально удельная активность снижается в 10 —10 раз.
Вторичными отходами сорбционной очистки кубовых остатков являются оса­
док с радионуклидами кобальта и марганца (как результат окисления и фильтра­
ции), отработанный сорбент с радионуклидами цезия, кубовый остаток, в основ­
ном очищенный от радионуклидов цезия, кобальта и марганца. Осадок должен
подвергаться отверждению. Отработанный сорбент может долговременно хра­
ниться в фильтре-контейнере. Кубовый остаток, практически очищенный от
радионуклидов, может быть классифицирован как промышленные отходы группы
111 и, в принципе, может быть выпарен до получения сухих солей, которые могут
храниться на территории АЭС в специально оборудованных траншеях.
Ионоселективная сорбция может быть использована для очистки трапных вод,
вод бассейнов выдержки отработавшего топлива (с использованием сорбента
«Термоксид-ЗА»), прямой очистки дренажей теплоносителя первого контура, глу­
бокой очистки от цезия дебалансных вод, а также гарантийной очистки от цезия
сборных вод АЭС и разбавленного водой солевого осадка емкостей ХЖО.

ГЛАВА 11
ОТВЕРЖДЕНИЕ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

Отверждение ЖРО необходимо в целях обеспечения безопасного, надежного
долговременного хранения (захоронения) радиоактивных отходов. Из реально
применяемых и разрабатываемых методов отверждения ЖРО следует отметить:
1) битумирование; 2) цементирование; 3) остекловывание; 4) включение в кера­
мику; 5) переработку до солевого плава. Перспективным методом является вклю­
чение продуктов переработки ЖРО в полистироловую матрицу.
Отверждаются ЖРО, удельная активность которых не превышает 3,7 • 10 Бк/л
(10~ Ки/л). Если значение удельной активности ЖРО больше указанного, то они
должны разбавляться низкоактивными отходами.
11.1. Битумирование ЖРО
Метод битумирования продуктов переработки ЖРО нашел широкое примене­
ние. Это обусловлено универсальностью битума как связующего ингредиента, в
который могут быть включены практически все продукты переработки ЖРО,
хорошими характеристиками получаемого битумного компаунда и относительной
простотой аппаратурного оформления технологического процесса.
Битумирование концентратов ЖРО проводится или в непрерывном (кубовые
остатки), или в периодическом (пульпы и шламы) режиме. Технологические пара­
метры процесса битумирования должны обеспечивать получение битумного ком­
паунда с заданными характеристиками (наполнение по сухому остатку, водоустой­
чивость, влажность, вязкость), а также пожаро- и взрывобезопасность при его
получении и хранении. Рекомендуются следующие основные параметры: удель­
ная активность ЖРО — не более 3,7 • 106 Бк/л (10~ Ки/л); температура процесса
битумирования — 130—160 °С; температура процесса при битумировании пульп
ионообменных смол — не более 40 °С; наполнение (по массе) битумного компа­
унда по солям — 50 %, по ионообменным смолам — 40 %.
Во избежание ухудшения качества компаунда содержание (по массе) в нем
боратов натрия не должно превышать 20 %, мыла — 4 %. По этой же причине не
рекомендуется битумировать ЖРО с рН > 12; температура выгрузки битумного
компаунда должна составлять 100—130 °С, что связано с необходимостью обес­
печить требуемые вязкость и гомогенность.
Для отверждения кубового остатка обычно используется режим непрерывного
битумирования.
С увеличением жесткости битумов при равном солевом наполнении водоустой­
чивость компаундов ухудшается. Это связано с тем, что жесткие битумы, характе188

Таблица 11.1. Характеристики битумов
Марка

Температура
размягчения, °С

Потеря массы
при160°С,%

Температура
вспышки, °С

Фракционный состав
(по массе), %

БНК45/180

42

1,0

240

67 (масла), 21,6 (смолы),
10,7 (асфальтены)

БНД 90/130

40

1,0

200

59 (масла), 22 (смолы),
19 (асфальтены)

БНД 60/90

47

1,0

200

Тоже

ризующиеся более высокой температурой размягчения, не могут создать прочную
защитную пленку на минеральных частицах при их высокой концентрации. Поэ­
тому в качестве связующего целесообразно использовать битумы с температурой
размягчения 40—45 °С, какими являются битумы марок БНК 45/180, БНД 60/90,
БНД 90/130, а также возможно использование битума БН-111. Основные характе­
ристики битумов приведены в табл. 11.1.
Результаты исследования процесса битумирования радиоактивных отходов
показали, что данный процесс должен соответствовать определенным условиям:
1) при выборе марки битума необходимо учитывать опасность загустения
смеси при применении тугоплавких битумов и опасность расслоения при исполь­
зовании мягких битумов (рекомендуется битум БН-111);
2) перемешивание битума с жидкими отходами должно осуществляться при
температуре 120—130 °С до практически полного обезвоживания. Температура
ниже 120 °С недопустима ввиду чрезмерного увеличения вязкости смеси и необ­
ходимости испарения солевого раствора. В конце процесса битумирования темпе­
ратура должна повышаться до 160 °С для уменьшения вязкости перед сливом ком­
паунда, а также для создания условий прочного связывания в битумной массе
радиоизотопа стронция;
3) недопустимо появление зон с температурой выше 300 °С во избежание бур­
ных окислительно-восстановительных реакций между битумом и нитратом натрия;
4) процесс перемешивания битумной массы с кубовым остатком должен
исключать центробежное движение массы в горизонтальной плоскости из-за воз­
можности образования на стенках установки битумирования и нагревателя слоя
компаунда, обогащенного нитратом натрия.
Характеристики РАО АЭС с ВВЭР, направляемых на битумирование, следующие:
о

для кубовых остатков: активность — до 10 Бк/л; солесодержание — 200—
250 г/л; объем (здесь и далее в расчете на четыре блока) — 1200 м /год;
для пульпы фильтроматериалов (иониты, активированный уголь, механические
3

9

примеси): объем — до 100 м /год; удельная активность — до 10 Бк/л;
объемная производительность установки битумирования по кубовому остатку —
200 л/ч; по пульпе фильтроматериалов — до 100 л/ч;
расход битума — до 80 кг/ч;
расход греющего пара при работе одного битуматора — до 500 кг/ч;
давление греющего пара — 0,8 МПа.
На рис. 11.1 изображена схема установки битумирования периодического
действия. Установка включает в себя узел приема чистого битума (две емкости 3
189

ЖРО

- Конденсат
*U

U

Рис. 11.1. Установка битумирования ЖРО периодического действия:
7 — контейнер-упаковка; 2 — битумный насос; 3 — емкость чистого битума; 4 — емкость ЖРО; 5 —
дозатор раствора; б — дозатор битума; 7 — битуматор ДБ-100; 8 — насос-дозатор; 9 — насос; 10 —
конденсатор; 77, 12 — фильтры грубой и тонкой очистки; 13 — теплообменник; 14, 15 — баки промы­
вочного раствора и конденсата; 16 — вентиляционная установка

вместимостью 25 м каждая и дозировочная емкость 6)9 узел приема ЖРО 4 и
дозатор 5, узел битумирования (битуматор 7, насос перекачки битумного компа­
унда 2 и контейнер-упаковка 7), узел конденсации и газоочистки (кожухотрубный
3

w

конденсатор 70, сборник конденсата вместимостью 6 м 75, фильтры грубой 77,
тонкой 12 очистки газов и вентиляционная установка 16).
Битуматор-доупариватель ДБ-100 представляет собой короткотрубный выпарной
аппарат с принудительной циркуляцией смеси битума и ЖРО, осуществляемой
с помощью винтовой мешалки. Мощность электропривода мешалки составляет
И кВт. Битуматор имеет сепарационную зону с механическим каплеотбойником.
Отсепарированная парогазовая смесь направляется в конденсатор 10. Для обо­
грева битуматора используется водяной пар с давлением 0,6—0,9 МПа, который
подается в межтрубное пространство греющей камеры и в рубашку днища. Суммарная площадь поверхности обогрева составляет 16 м .
Работа битуматора цикличная. В одном цикле перерабатывается порция ЖРО,
которая удаляется в транспортный теплоизолированный контейнер вместимостью
1 м3. Из контейнера битумный компаунд может сливаться в специальный отсек
гидроизолированного бетонного хранилища.
На рис. 11.2 представлена схема установки с роторным битуматором РБ-1000-12.
С тонкой пленки смеси жидких отходов и битума, стекающей вниз по обогревае­
мой стенке битуматора, происходит испарение воды. Перемешивание смеси в
пленке производится скребками, закрепленными на вертикальном роторе. В ниж­
ней части битуматора смесь перемешивается якорной мешалкой. Такие битуматоры нашли применение на АЭС СНГ. Подобная же схема битумирования ЖРО
190

Раствор

Раство]

Рис. 11.2. Установка с роторным битуматором РБ-1000-12:
I — емкость для хранения битума; 2 — битумные насосы; 3 — центробежные насосы; 4 — емкость для
хранения ЖРО; 5 — узел приготовления раствора; б — погружной насос; 7 — емкость для дозирования
битума; 8 — насос для дозирования битума; 9 — битуматор РБ-1000-12; 10 — барботажная колонка;
II — фильтр грубой очистки; 12 — теплообменник; 13 — фильтр тонкой очистки; 14 — сбросная труба;
15 — вакуум-насос; 16 — трубопровод для перекачки битумной смеси; 17 — емкость для битумного
компаунда;
— линия с обогревом

используется на Ленинградской АЭС, однако здесь битумный компаунд сливается
непосредственно в хранилище.
Схему установки битумирования ЖРО для АЭС с ВВЭР (рис. 11.3) рассмотрим
более детально. Установка позволяет перерабатывать различные по химическому
составу отходы: кубовый остаток, получающийся после переработки на выпарных
установках трапных вод АЭС, вод спецпрачечной и душевой; радиоактивную
пульпу ионообменных смол, активированного угля и шлама. Установка содержит
две технологические линии битумирования и один общий узел расфасовки битум­
ного компаунда. Исходный битум закачивается в бак для хранения, из которого
перекачивается в расходные емкости. Битумирование кубового остатка произво­
дится при непрерывном режиме работы установки.
При переработке ЖРО двухблочной АЭС одна нитка является рабочей, другая —
резервной. При переработке пульп четырехбл очной АЭС одновременно работают
обе нитки. Управление установкой может осуществляться как автоматически, так
и дистанционно (оператором).
Для установки битумирования предусмотрены конструктивные особенности,
исключающие распространение радиоактивных сред за пределы спецкорпуса:
двери в боксы с оборудованием выполнены с порогом, обеспечивающим создание
в боксе объема, равного объему разлившейся жидкости, а в качестве гидроизоля­
ции помещений использована их облицовка из углеродистой или нержавеющей
191

ЙННЯ-йг.

В вентиляционную
трубу

fg-T
Рис. 11.3. Схема установки битумирования ЖРО для АЭС с ВВЭР:
1 — битуматор; 2 — бак для хранения битума; 3 — расходная емкость; 4 — насосы; 5 — емкость
для хранения кубового остатка; б — узел дозирования кубового остатка; 7 — узел фильтрации; 8 —
узел расфасовки; 9 — барботер-конденсатор; 10 — фильтр тонкой очистки; 11 — фильтр грубой очист­
ки; 12 — битумный фильтр; 13 — маслоотстойник; 14 — маслосборник; 75 — эжектор; 16 — счетчик
расхода битума;
— линия с обогревом

стали. Радиационная обстановка в смежных помещениях в случае разлива радио­
активных сред не превысит уровней безопасности, характерных для нормальной
эксплуатации. Расчетная мощность дозы излучения при разливе пульпы состав­
ляет 2,7 мР/ч, а при разливе кубового остатка — 0,24 мР/ч.
Основным аппаратом установки является битуматор РБ-800-4,5 производитель­
ностью 200 л/ч по выпариваемой воде (рис. 11.4). В состав установки входят сле­
дующие технологические узлы: хранения и дозирования битума; дозирования
кубового остатка; выдачи для битумирования пульпы фильтроматериалов; биту­
мирования; конденсации и газоочистки; очистки конденсата вторичного пара от
масла; расфасовки битумного компаунда.
1. Узел хранения и дозирования битума (см. рис. 11.3) включает в себя бак для
хранения битума 2 вместимостью 25 м , расходную емкость для битума 5, шесте­
ренный насос 4, битумный фильтр 12 и счетчик расхода битума 16.
Расходная емкость для битума имеет вместимость 5 м , что обеспечивает непре­
рывную работу установки битумирвания кубового остатка в течение 3—5 сут.
Емкость снабжена паровыми змеевиками для поддержания заданной температуры.
Шестеренчатый насос имеет паровую рубашку и привод постоянного тока, позво­
ляющий регулировать подачу битума.
192

2. Узел дозирования кубового остатка 6 состоит из расходной емкости, погруж­
ного насоса, гамма-плотномера и индукционного расходомера. Расходная емкость
имеет вместимость 5 м , погружной насос оборудован электроприводом постоян­
ного тока, что позволяет регулировать подачу в битуматор кубового остатка.
Гамма-плотномер и индукционный расходомер предназначены для контроля
потока кубового остатка в целях поддержания заданной степени наполнения
битумного компаунда.
3. Узел выдачи для битумирования пульпы фильтроматериалов 7 включает в
себя роторный (барабанный) фильтр, монжюс вместимостью 6 м для приема и
выдачи пульп и монжюс для фильтрата.
4. Узел битумирования состоит из битуматора 1 (см. рис. 11.4) со встроенным
экструдером, винтового насоса и системы обогреваемых компаундопроводов.
Битуматор представляет собой роторно-пленочный теплообменный аппарат с
внутренним диаметром 800 мм и площадью теплообменной поверхности 4,5 м .
Корпус аппарата состоит из крышки, сепаратора, двух царг, снабженных паро//

///

зу^рХ/У/Х/4

-*»VI
+ VII
-+-V/II

Рис. 11.4. Принципиальная схема битуматора РБ-800-4,5:
/ — винтовой экструдер; 2 — рубашка; 3 — скребки; 4 — диск; 5 — цилиндрический сосуд; 6 — вал;
/ — вход битума; // — вход исходного раствора; /// — выход парогазовой смеси; IV — вход моющих
растворов; V — вход греющего пара; VI — выход битумной смеси на захоронение; VII — выход кон­
денсата греющего пара; VIII — выход моющих растворов в спецканализацию
7 — 820

193

выми рубашками, и днища. Внутри аппарата располагается ротор, на котором
закреплены подвижные лопасти. Нижняя часть ротора снабжена роторной мешал­
кой. В днище аппарата расположен аварийный затвор, через который проводится
слив компаунда при выходе из строя экструдера. Выгрузка битумного компаунда
из битуматора производится экструдером, представляющим собой двухшнековый
механизм, встроенный в корпус битуматора. Частота вращения шнеков может
варьироваться.
5. Узел конденсации и газоочистки включает в себя конденсатор-барботер 9 со
встроенным в него фильтром грубой очистки 77, фильтр тонкой очистки 10 и
эжектор 75. Конденсатор-барботер служит для конденсации вторичного пара паро­
газовой смеси, поступающей из битуматора, и грубой очистки неконденсирую­
щихся газов. Аппарат представляет собой трубчатый теплообменник со встроен­
ным стекловолокнистым фильтром грубой очистки. Фильтр тонкой очистки имеет
фильтрующий элемент, изготовленный из тонкого стекловолокна. Неконденсиру­
ющиеся газы выбрасываются эжектором в вентиляционную трубу.
6. Узел очистки конденсата вторичного пара от масла состоит из маслоотстойника 73, маслосборника 14 и шестеренного насоса 4. Масло из маслосборника
направляется в спецканализацию.
7. Узел расфасовки 8 предназначен для приема битумного компаунда, расфа­
совки его в бочки и подготовки бочек для транспортировки к месту хранения
(захоронения). Этот узел состоит из подъемника, кругового транспортера, в ячей­
ках которого устанавливаются шесть бочек, фиксатора и контейнера.
Круговой транспортер представляет собой шестиячеечную карусель и предназначен для перемещения бочек вместимостью 0,2 м . С помощью фиксатора кру­
говой транспортер устанавливается в заданном положении. Контроль наполнения
бочек битумным компаундом производится с помощью сигнализатора уровня.
Заполненная бочка втягивается в транспортный контейнер и в нем доставляется к
месту складирования в хранилище.
Существуют схемы битумирования РАО, в которых битумный компаунд из
битуматора по компаундопроводу непосредственно сливается в хранилище. Хра­
нилище в данном случае — бетонное сооружение, состоящее обычно из 12 ©Tee­
's
ков и рассчитанное на хранение 27 000 м битумной смеси. Ликвидация подоб­
ного хранилища в случае полной ликвидации АЭС — сложная проблема. Исходя
из этого хранение битумного компаунда в бочках-упаковках, складируемых в хра­
нилище твердых отходов, признано более технологичным.

11.2. Цементирование ЖРО
Процесс цементирования основан на смешении жидких отходов с цементом,
при этом в большинстве случаев используются смесители разного типа. В резуль­
тате после отверждения смеси образуется материал, основу которого составляют
кристаллические соединения гидросиликатов и гидроалюминатов кальция. Для
получения прочных цементных блоков необходимо, чтобы концентрация солей
в них не превышала 200 г/л.
194

Цементирование применяется для отверждения ЖРО с удельной активностью
до 3,7-10 Бк/л (10~ Ки/л). Захоронение цементных блоков с удельной активно­
стью больше 10" Ки/л требует гидроизоляции и герметизации хранилища.
Основным недостатком цементирования ЖРО является малое сокращение объ­
ема конечного продукта (по сравнению с исходным объемом ЖРО, подаваемым на
цементирование). Максимальный коэффициент сокращения объема составляет 1,3
(см. табл. 10.1) при удовлетворительном качестве конечного продукта.
Существует несколько способов цементирования: 1) в емкости с мешалкой, из
нижней части которой цементная смесь поступает на затаривание в бочки или
бетонные емкости; 2) в бочке, предназначенной для хранения цементной смеси, с
перемешиванием ее в данной бочке мешалкой; 3) в герметично закрытой бочке с
помещенным в нее грузом при вращении бочки одновременно в нескольких плос­
костях; 4) в шнековом устройстве с перемешиванием цемента и ЖРО. В первых
двух случаях процесс обычно выполняется периодически.
На рис. 11.5 представлена установка цементирования, которая имеет програм­
мно-дистанционное управление. Жидкие радиоактивные отходы из промежуточ­
ной емкости подаются в смеситель, куда из бункера с помощью шнекового уст­
ройства поступает цемент. Смесь в течение 10 мин перемешивается, а затем через
затвор смесителя сливается в железобетонную емкость. Производительность установки составляет около 10 м /ч по готовому продукту.
Для отходов низкой активности иногда применялся метод заливки цементного
раствора в гидроизолированные траншеи. Необходимая текучесть обеспечивалась
высоким водовяжущим отношением (около 0,7). При этом содержание солей не
превышало 4—5 % (по массе), что определяло значительный объем отходов при
отверждении.

ЖРО

Wy^yyyyyy^^^^^

Рис. 11.5. Установка цементирования РАО:
1 — бункер с цементом; 2 — шнековое устройство; 3 — трубопровод подачи ЖРО; 4 — хранилище
радиоактивных отходов; 5 — затвор смесителя; б — смеситель
7*

195

В [28] представлены результаты исследования с имитаторами отходов АЭС с
РБМК и ВВЭР. В качестве вяжущих компонентов использовали портландцемент,
специальные цементы, металлургические шлаки, шлакопортландцемент. Опыты
показали возможность применения для отверждения ЖРО шлакопортландцемента, а также то, что подбором вяжущих компонентов и условий проведения
процесса цементирования могут быть получены продукты высокой механической
прочности: более 12 МПа при содержании 400 кг сухого остатка радиоактивных
отходов в 1 м смеси.
Одним из основных факторов, влияющих на качество смешения компонентов
в барабане, является одновременность подачи раствора и вяжущего компонента.
Хорошее смешение достигается при частоте вращения 90 об/мин. При растворовяжущем отношении 0,4 барабан может быть заполнен на 85 % объема; при отно­
шении 0,33—0,35 заполнение барабана более чем на 80 % объема нежелательно.
Исходя из результатов опытов по изучению различных вяжущих компонентов
в [29] утверждается, что для отверждения ЖРО, имеющих, как правило, щелоч­
ную среду, предпочтительно использовать шлакопортландцемент, так как при этом
прочность продукта с повышением содержания гидроксида натрия в компаунде
(в пределах 10%) увеличивается, в то время как прочность продукта на основе
портландцемента уменьшается.
Результаты исследования процесса цементирования ЖРО энергоблоков с реак­
торами ВВЭР показали возможность получения прочных продуктов со степенью
наполнения до 15 % по сухому остатку при оптимальном растворовяжущем отно­
шении 0,3—0,5. Положительно на снижении скорости выщелачивания продуктов
цементирования сказывается добавление в раствор около 10 % глинистых матери­
алов типа бетонита.
В Научно-производственном объединении «Радон» (НПО «Радон») разрабо­
таны новые технологии и оборудование [34] в целях совершенствования процесса
цементирования РАО:
блочная растворосмесительная установка, позволяющая готовить цементный
раствор в автоматическом режиме;
опытно-промышленная установка цементирования РАО на основе вихревого
смесителя;
установка цементирования зольного остатка (30) от сжигания РАО, представляю­
щая собой модуль, совместимый с любым узлом подготовки цементного раствора;
метод пропитки высокопроникающими цементными растворами мелкодиспер­
сных РАО;
способ биоцидной защиты цементных компаундов от разрушения (биодеструкции)
под действием микрофлоры, образующейся в процессе длительного хранения.
Блочная растворосмесительная установка предназначена для цементирования
ЖРО с разливом цементного раствора как в приповерхностное хранилище, так и в
200-литровые бочки, а также ТРО, предварительно помещенных в контейнеры (бочки
вместимостью 200 л), методом заливки цементным раствором. Используется цемент­
ный раствор с водоцементным отношением 0,5—1,5 с применением добавок, улучша­
ющих качество цементного компаунда. Производительность установки по цементному раствору составляет до 5 м /ч, вместимость смесителя — 500 л.
Установка цементирования РАО на основе вихревого смесителя предназначена
для отверждения ЖРО с солесодержанием до 1000 г/л, пульп ионообменных смол,
196

сорбентов и фильтроперлита, ТРО, предварительно помещенных в контейнеры
(бочки вместимостью 200 л), методами заливки цементным раствором или про­
питки высокопроникающими цементными растворами. Установка позволяет гото­
вить цементный раствор с использованием добавок (бентонита, клиноптилолита,
пластификатора, силиката натрия и др.), улучшающих качество цементного ком­
паунда, с точным дозированием компонентов.
Применяется также установка, имеющая в своем составе компактный комби­
нированный смеситель: емкость с мешалкой и размещенный под емкостью элект­
ромагнитный смеситель (рис. 11.6). Емкость с мешалкой используется для предва­
рительного перемешивания компонентов цементной смеси. В электромагнитном
смесителе происходят окончательные перемешивание, механическая и магнитная
активации, улучшающие качество цементного компаунда. Производительность
установки составляет по цементному раствору до 1000 л/ч.
Электромагнитный смеситель состоит из индуктора, в котором расположены
электрообмотки, предназначенные для создания вращающегося магнитного поля.
Внутри индуктора имеется смесительная камера. В смесительной камере нахо­
дятся ферромагнитные частицы, которые под действием магнитного поля, созда­
ваемого электрообмотками индуктора вихревого аппарата, приходят во враща­
тельное и поступательное движение, соударяются и создают вихревой слой.
В зоне перемешивания происходит гомогенизация цементной смеси хаотично
двигающимися ферромагнитными частицами; за счет соударения частиц осущест­
вляется дробление материала. Кроме того, цементный раствор находится в зоне
действия магнитного поля, что приводит к магнитной активации компонентов
цементной смеси. Оптимальное время обработки цементного раствора в вихревом
слое равно 10—60 с. В результате обработки в вихревом слое улучшается каче­
ство цементного компаунда: повышается прочность его в 1,5—2 раза; снижается
скорость выщелачивания радионуклидов; предотвращается расслоение компаунда,
что наблюдается, например, при традиционном цементировании ионообменной

Цементный компаунд

Рис. 11.6. Принципиальная схема электромагнитного смесителя цементного компаунда [33]:
7 — индуктор; 2 — смесительная камера; 3 — ферромагнитные частицы
197

смолы; увеличивается степень наполнения конечного продукта радиоактивными
отходами при сохранении необходимой прочности.
Установка цементирования методом пропитки высокопроникающими цемент­
ными растворами предназначена для омоноличивания мелкодисперсных радио­
активных и токсичных отходов (несжигаемых и непрессуемых фрагментов строи­
тельных конструкций и демонтированных установок, зольных остатков от
сжигания РАО, отработанных гранулированных сорбентов, ионообменных смол и др.)
с последующим захоронением конечного цементного компаунда в емкостях-хра­
нилищах приповерхностного типа. Наиболее эффективно установка может быть
использована при цементировании зольного остатка, образующегося при сжига­
нии РАО и являющегося полидисперсным порошкообразным пылящим материа­
лом с крупными неорганическими (стекло, керамика, металл) включениями.
Сущность метода состоит в том, что цементный раствор, обладающий доста­
точной проникающей способностью, подается под давлением до 0,1 МПа в дон­
ную часть контейнера с отходами и, равномерно проникая в пустоты между час­
тицами, поднимается вверх, полностью заполняя все свободное пространство в
насыпном объеме отходов. Затвердевая, цементный раствор образует прочный
монолит, характеризующийся высокой степенью наполнения по отходам.
Данный метод пропитки позволяет избежать недостатков традиционного
цементирования, осуществляемого в зависимости от вида РАО, как правило,
двумя методами:
наполнением контейнера РАО с последующей заливкой их цементным раство­
ром при одновременном вибрировании контейнера;
перемешиванием РАО с компонентами цементного раствора в смесителе и
отверждением приготовленного цементного компаунда в контейнере.
Каждый из этих методов имеет существенные недостатки. При использовании
метода заливки не удается достичь однородного монолита, так как среди ТРО
образуются пустоты, куда цементный раствор не проникает, и, кроме того, неко­
торые легкие отходы при вибрировании всплывают на поверхность компаунда.
При использовании второго метода требуются дополнительные технологические
операции с РАО (дозирование, перемешивание с цементным раствором), большую
роль играют тип смесителя, точность дозирования, однородность (размер, форма)
РАО, и обычно при перемешивании не удается достичь высокого наполнения
цементного компаунда твердыми радиоактивными отходами.
Для реализации метода пропитки используется сверхтонкомолотый цемент с
удельной площадью поверхности 6000—12 000 см /г, получаемый по специальной
технологии на цементных заводах. На основе такого цемента готовятся высоко­
проникающие цементные растворы (ВПЦР), не только гарантирующие образова­
ние цементного компаунда с необходимой прочностью, но и обладающие высо­
кими реологическими характеристиками и достаточной пенетрацией для
надежного проведения процесса пропитки. Под пенетрацией (проникающей спо­
собностью) понимается способность цементного раствора проникать сквозь слой
сыпучего материала, не фильтруясь, т.е. сохраняя такое соотношение между твер­
дой и жидкой фазами цементного раствора, которое обеспечивает необходимое
качество цементного компаунда по всей высоте пропитываемого материала.
Результаты опытно-промышленных испытаний по пропитке имитаторов и
реальных РАО показали, что разрабатываемый способ цементирования методом
198

пропитки высокопроникающими цементными растворами позволяет получить
цементный компаунд требуемого качества с высокой степенью наполнения по
РАО и имеет ряд преимуществ по сравнению с традиционными методами, а имен­
ное: объем конечного продукта не увеличивается по сравнению с насыпным объ­
емом РАО, в то время как при традиционном цементировании он увеличивается
в 2—3 раза; из технологического процесса исключаются ряд операций с РАО
(дозирование, перемешивание, вибрирование) и оборудование, оперирующее с
РАО, такое как перемешивающие устройства, дозаторы; при реализации метода не
образуется вторичных отходов, которые появляются при дезактивации вышепере­
численного оборудования.
Использование метода пропитки позволит значительно упростить процесс
цементирования РАО, повысить радиационную безопасность процесса кондицио­
нирования и сократить объем конечного продукта по сравнению с традиционным
цементированием [34].
Другим направлением совершенствования технологии цементирования РАО
является разработка способа защиты цементных компаундов от биодеструкции.
Практика обращения с радиоактивными отходами показывает, что, несмотря на
требования нормативных документов по сортировке поступающих на переработку
радиоактивных отходов на горючие и негорючие, существует высокая степень
риска попадания горючих (содержащих органические вещества) радиоактивных
отходов в конечный продукт переработки методом цементирования — цементный
блок. Фрагменты целлюлозосодержащих отходов, повергаясь биологическому
обрастанию микроорганизмами, способствуют снижению технических характе­
ристик цементного компаунда. Целлюлозные материалы, включенные в состав
цементного блока вместе с твердыми РАО, гидролизуются под воздействием
щелочной среды цементного раствора и становятся субстратом для развития раз­
личной микробной флоры, которая приводит к кислотообразованию, газовыделе­
нию, появлению пустот и, в конечном итоге, к частичному разрушению цемент­
ной матрицы и возможности проникновения в хранилище воды и выносу
радионуклидов.
Кроме того, существует ряд старых хранилищ с цементированными РАО, кото­
рые содержат горючие твердые отходы, подвергшиеся разрушению. В настоящее
время разрабатываются методы обработки старых хранилищ в целях восстановле­
ния целостности цементной матрицы. В связи с этим представляет интерес воз­
можность обработки хранилищ биоцидными материалами для замедления или
предотвращения дальнейшего разрушения горючих ТРО.
Для предотвращения биологической коррозии цементного компаунда, содержа­
щего радиоактивные отходы, предлагается использовать биоцидные добавки
класса полигексаметиленгуанидинов (ПГМГ), обладающие широким спектром
биоцидной активности: бактерицидным, вирулицидным, фунгицидным, спороцидным, алгицидным, флокулирующим, пестицидным и инсектицидным действиями.
Результаты проведенных НПО «Радон» исследований показали, что при содер­
жании в цементом растворе, используемом для восстановления целостности хра­
нилищ РАО, биоцидной добавки класса ПГМГ обеспечивается необходимая бактериостатическая и биоцидная защита цементного компаунда. Определены
минимально подавляющие концентрации биоцидов класса ПГМГ в отношении
всех изученных штаммов микроорганизмов. Из результатов исследований также
следует, что функциональные свойства ПГМГ не снижаются при радиационном
199

облучении, соответствующем облучению в условиях хранения цементных компа­
ундов в специальных хранилищах в течение 50 лет.
Регламентированные свойства получаемых цементных компаундов — проч­
ность на сжатие, морозостойкость, устойчивость к длительному пребыванию в
воде — при содержании биоцидной добавки класса ПГМГ в цементном растворе
не только не снижаются, но и улучшаются. Так, например, предел прочности на
сжатие возрастает в 1,5—2 раза. Кроме того, в ходе работ было определено, что
биоцидные добавки класса ПГМГ способствуют улучшению реологических и
пенетрационных характеристик высокопроникающих цементных растворов [34].
Предлагаемая технология биоцидной защиты должна применяться при тампо­
нировании скважин для восстановления и ремонта старых хранилищ радиоактив­
ных отходов, что позволит подавить или существенно замедлить гниение и разру­
шение сопутствующих радиоактивным отходам целлюлозных материалов
(древесины, текстиля), исключить деструктивное влияние на цементный монолит
образующихся при этом кислот и агрессивных газов.
Биоцидные добавки класса ПГМГ могут применяться как при традиционном
цементировании, так и при цементировании методом пропитки ВПЦР твердых
отходов низкой и средней активности при условии возможного содержания в них
целлюлозных включений.
Цементирование как метод отверждения ЖРО достаточно широко применяется
за рубежом. В США цементирование используется для отверждения низко- и
среднеактивных отходов; при этом стремятся к созданию установок с организа­
цией перемешивания или непосредственно в бочках, или непрерывно в потоке.
Обычно цементированные отходы хранят в стандартных 200-литровых бочках.
При относительно высоком уровне активности цементированного продукта
используют железобетонные емкости.
В ограниченных масштабах цементирование применяют в практике отвержде­
ния отходов в Германии, Швеции, Финляндии, Италии и других странах. В каче­
стве примера на рис. 11.7 представлена установка, применяемая на АЭС США.
Цемент и ЖРО перемешиваются непосредственно в бочке-упаковке. Для интенси­
фикации перемешивания в каждую бочку помещается груз. После подачи ЖРО и
химических добавок бочка дистанционно закрывается крышкой и приводится во
вращение относительно поперечной оси.
В другой установке (рис. 11.8) организована поточная линия цементирования
ЖРО, так что процесс может проводиться непрерывно. Добавки силиката натрия
уменьшают выщелачивание продукта.
Для отверждения ЖРО АЭС «Ловиза» в Финляндии разработана установка
цементирования, схема которой показана на рис. 11.9. Производительность уста­
новки составляет два-три барабана за 8-часовую смену. Кубовые остатки порци­
онно с помощью сжатого воздуха транспортируются из монжюса 1 в обогревае­
мый паром кристаллизатор 2. Здесь солевой раствор концентрируется до
солесодержания 400—600 г/л и после охлаждения до 40 °С передается в дозатор
4. После дозирования определенного количества концентрата в полость бетонного
контейнера 10 в него добавляются цемент и дополнительные химические реа­
генты. Для перемешивания используется лопастная мешалка 72, оставляемая в
контейнере. Перемешивание ведется до полной гомогенизации. Затем проводится
контроль отсутствия воды и на контейнер устанавливается бетонная крышка.
200

ЖРО
~\

f

Химические
добавки

Рис. 11.7. Установка цементирования ЖРО непосредственно в бочке-упаковке с грузом:
/ — бункер сухого цемента; 2 — 200-литровая бочка-упаковка; 3 — бак-смеситель; 4 — груз для
интенсификации перемешивания; 5 — крышка; б — опрокидыватель
ЖРО

ж

А

•Я
асггз-

v:
нгт*

/L

.Л

СЭ
^

[-ОГ-^ПНР

~АА

•о- а-

На хранение

Рис. 11.8. Поточная линия цементирования ЖРО с добавками силиката натрия:
/ — бак-сборник ЖРО; 2 — смеситель; 3 — питательные насосы; 4 — бункер для цемента; 5 — доза­
тор; 6 — шнековый смеситель; 7 — емкость силиката натрия; 8 — контейнеры

В течение месяца контейнеры хранятся в обогреваемом помещении, а затем пере­
даются в холодное хранилище.
В такой же установке, разработанной во Франции, в цементную смесь добав­
ляется песок, что позволяет более легко очищать мешалку. По первоначальному
проекту смесь загружалась непосредственно в бетонную емкость. Позднее было
решено цементную смесь загружать в металлический кожух, свободно стоящий в
бетонном контейнере, что предохраняет корпус контейнера от возможного разру201

Конденсат
(вторичные ЖРО)

В хранилище
ттгт
Рис. 11.9. Установка цементирования АЭС «Ловиза»:
/ — монжюс; 2 — кристаллизатор; 3 — сборник ионообменных смол; 4 — дозаторы; 5 — емкости
добавочных веществ; 6 — бункеры цемента; 7 — бетономешалка; 8 — весы; 9 — шнековые питатели;
10 — контейнеры; // — конденсатор; 12 — лопастная мешалка; 13 — роллинг; М — мотор

шения при температурном расширении смеси. При цементировании ионообмен­
ных смол из одного объема шлама образуется три объема твердого компаунда.
Солевой концентрат, цементирование которого проводится без предварительного
обезвоживания, характеризуется солесодержанием до 30 %. В случае применения
специальной предварительной обработки концентратов в компаунде может содер­
жаться до 50 % солей.
В Германии для отверждения отходов исследовательских установок и ядерных
реакторов в основном используются аппараты типа «пьяной бочки» или барабаны
с планетарными мешалками [31]. В исследовательском центре Карлсруэ кубовые
солевые остатки или ионообменные смолы подаются в барабаны, которые предва­
рительно заполняются цементом. Перемешивание ЖРО и цемента проводится с
использованием планетарной мешалки. Содержание сухого остатка составляет
около 15 % (по массе). Производительность равна двум барабанам в час.
Подобная технология цементирования применена и в исследовательском ядер­
ном центре Юлиха, но ЖРО предварительно (до смешения с цементом) сушатся
на нагретых вальцах в целях уменьшения содержания влаги до 14 %. При этом в
200-литровом барабане может содержаться до 80 кг сухого остатка отходов.
Фирмой KFK (Германия) принята в эксплуатацию установка цементирования
непрерывного действия, на которой могут отверждаться как солевые концентраты,
так и ионообменные смолы. Производительность ее по ЖРО составляет 0,25 м /ч.
На рис. 11.10 приведена схема такой установки, совмещенной с установкой битумирования при общем блоке заполнения бочек.
Для среднеактивных отходов разрабатываются технологии сорбционного
метода извлечения радионуклидов из ЖРО после их предварительной обработки
202

Рис. 11.10. Схема установки совместного цементирования и битумирования:
1 — бак концентрата; 2 — бункер для цемента; 3 — шнековые устройства; 4 — емкость для битума;
5 — бокс-смеситель; 6 — конденсатор; 7 — конденсатосборник; 8 — емкость для компаунда; 9 — хра­
нилище

окислителями. Технологии предусматривают применение искусственных сор­
бентов, которые после использования либо сразу помещают в контейнеры для
долговременного хранения, либо предварительно цементируют, а затем направ­
ляют на хранение.
Исследовались доступные и распространенные природные сорбенты, так как
они по химическому составу и кристаллической структуре были пригодны для
формирования минералоподобной матрицы — геоцементного камня. В качестве
этих природных сорбентов использовалась шлакощелочная система, компонен­
тами которой являются доменный гранулированный мелкомолотый шлак, каолин
и силикат натрия. Отверждению подвергались концентрированные ЖРО; при этом
была использована новая технология — сверхтехйометрическая сорбция, в ходе
которой испарение ЖРО проходило непосредственно на сорбенте-носителе, в
результате чего на сорбенте фиксировался сухой остаток с радионуклидами. Солесодержание ЖРО составляло 370—380 г/л, удельная активность — до 2 • 10 Бк/л
по 137Cs.
Концентрирование ЖРО проводилось на выпарной установке. Жидкие радио­
активные отходы подавали в выпарной аппарат отдельными порциями так, чтобы
сорбент был полностью покрыт ими. Сорбент содержался во фракциях клиноптилолита, обладающего достаточной сыпучестью. После помещения сорбента
(с сухим остатком) в контейнер он может достаточно долго храниться. В случае
принятия решения о более надежной изоляции радиоактивного продукта проводят
его иммобилизацию в матрице геоцементного камня [37]. Основными компо­
нентами такой системы являются гранулированный доменный шлак, метакаолинит и щелочной раствор. После завершения процесса отверждения смеси полу137

чали геоцементный камень, скорость выщелачивания

Cs из которого составляет
203

10 —10 г/(м -сут). При этом объем отходов увеличивался в 1,1 раза, а проч­
ность образцов геоцементного камня на осевое сжатие составляла 14—30 МПа.
Сорбционные процессы извлечения из низкосолевых ЖРО радионуклидов 137Cs и
90

Sr показали высокую эффективность применения динамической ступенчатой
сорбции на клиноптилолите. Такие процессы позволили сократить объем отходов
в 300—500 раз при расходе клиноптилолита 2—3 кг/м . Цементирование сорбента
в шлакощелочнои вяжущей среде дало возможность получить водоустойчивый
геоцементный камень. Радиоактивный сорбент в этой системе выполняет функ­
цию легкого наполнителя, по отношению к которому шлакощелочная вяжущая
система проявляет высокую химическую активность. В состав вяжущей системы
входят гранулированный доменный шлак, глинистый компонент и щелочной рас­
твор. Оптимальное наполнение геоцемента сорбентом составляет около 30 %.

11.3. Остекловывание ЖРО
Остекловывание считается способом отверждения, обеспечивающим доста­
точно надежную локализацию радионуклидов ЖРО среднего и высокого уровней
активности.
Битумирование и цементирование ЖРО при сравнительной простоте техноло­
гии и аппаратурного оснащения не позволяют получить конечный продукт
отверждения высокого качества и не обеспечивают заметного сокращения исход­
ного объема ЖРО (а в случае цементирования объем конечного продукта зачастую
превосходит исходный объем ЖРО). Кроме того, конечный продукт битумирования пожароопасен, а цементный продукт подвержен заметному выщелачиванию
радионуклидов.
В случае остекловывания радиоактивных отходов коэффициент уменьшения
объема достигает 4—6 при высоком качестве конечного продукта и минимальной
скорости выщелачивания (табл. 11.2).
Сначала остекловывание РАО применялось для высокоактивных отходов (РАО
топливного цикла и регенерации ядерного топлива), а затем оно стало использо­
ваться и для отходов среднего уровня активности. Работы велись в направлении
определения оптимальных технологии процесса, состава стеклянной матрицы и
Таблица 11.2. Характеристики отвержденных ЖРО (35]
Стеклоблоки

Битумно-солевой
компаунд

Цементные блоки

Массовое содержание оксидов РАО
в конечном продукте, %

До 40

10—20

5—10

Коэффициент уменьшения объема

4—6

1—1,5

0,7—0,9

600—1000

—

70—200

10" 5 —10~ 6

ю^—кг4

КГ 6 — Ю~7

10~ 3 —10~ 5

10~ 2 —10~ 3
4

10~ 6 —10~ 8

10"3—10~5

Параметр

Прочность на сжатие, МПа
Скорость выщелачивания, г/(см • сут):
,37

90

Sr

239

204

Cs

Pu

ю^—ю-

Ю"2—Ю"4

ъ-**
Рис. 11.11. Схема установки остекловывания ЖРО КС-КТ-100:
1 — монжюс; 2 — насос; 3 — емкость выпаренного раствора; 4 — выпарной аппарат; 5 — насос-дозатор; 6 — трубчатый теплообменник; 7 — кало­
рифер; 8 — сушилка; 9 — фильтр МКФ; 10 — тарельчатый пневмопитатель; 11 — тигель; 12 — ресивер; 13 — бачок; 14 — барботажно-абсорбционная колонка; 15, 16 — фильтры грубой и тонкой очистки; 17 — вакуум-насос
о

режимов остекловывания: разрабатывались технологические процессы получения
фосфатных и силикатных стекломатериалов. На первом этапе считалось, что наибо­
лее надежными являются двухстадииныи процесс с применением тигля разового
использования и одноступенчатый процесс без предварительной кальцинации.
При двустадийном процессе на первой стадии производится кальцинация
в псевдоожиженном слое, на второй — плавка кальцината в бетонном тигле.
В качестве примера на рис. 11.11 представлена схема установки КС-КТ-100, кото­
рая включает в себя узлы приготовления выпаренного раствора, кальцинации,
плавки и газоочистки.
При температуре кальцинации 350—400 °С и скорости псевдоожижения 1,5 м/с
производительность установки по исходному продукту составляет 100 л/ч, по
выпаренному — 65 л/ч, по стеклу — 20 кг/ч. Газоочистка обеспечивает снижение
7

9

активности газового сброса в 10 —10 раз.
Не вызвало затруднений получение силикатного стекла, не содержащего нит­
рат натрия. В установке использовались тигли разового действия, в которых для
разогрева стекломассы был применен высокочастотный нагрев.
Опытную проверку проходил способ остекловывания в электропечах, в которых
стекломасса разогревалась за счет пропускания через расплав переменного тока
(рис. 11.12). Испытания проводились на модельных растворах, меченных различ­
ными радионуклидами. Для получения фосфатного стекла в раствор добавлялась
фосфорная кислота в количестве, необходимом для образования качественной
стекломассы; при получении боросиликатного стекла подавался борсодержащий
минерал датолит. Одновременно в плавитель поступал восстановитель—меласса.
Меласса

Модельный раствор

В атмосферу

-ЕП

Рис. 11.12. Схема установки остекловывания ЖРО в электропечи:
/ — монжюсы; 2 — насос-дозатор; 3 — гидрозатвор; 4 — фильтр грубой очистки; 5, 8 — фильтры тон­
кой очистки (ФАР ГОС); б — абсорбционная колонна; 7 — пиролюзитная колонна; 9 — сборник кон­
денсата; 10 — барботер-конденсатор; // — электропечь; 12 — питатель; 13 — молибденовые элект­
роды; 14 — емкость для стекломассы
206

Материалом плавителя служил высокоглиноземистый циркониевый огнеупор
(бакор).
Температура варки стекла составляла [(950-И 100) ± 50] °С, потребляемая мощность электропечи — (150 ± 7) кВт. Унос из плавителя Cs достигал 0,6 %, Sr —
0,2—0,4 %.
Система газоочистки, состоящая из барботера-конденсатора, фильтров грубой
и тонкой очистки, колонн для улавливания тетраоксида рутения и оксидов азота,
обеспечивала коэффициент очистки парогазового потока около 10 .
При осуществлении одностадийного процесса отверждения высокоактивных
отходов в керамическом плавителе, когда процесс варки стекла, его выдержка и
разлив продолжаются длительное время, было выяснено, что суммарная концентрация альфа-излучателей в исходном растворе не должна превышать 1 г/дм для фосфатного стекла и 0,5 г/дм для боросиликатного [36]. Керамический плавитель имел
производительность (400 ± 100) дм /ч при максимальной мощности 1520 кВт. Бас­
сейн керамического плавителя был выложен алюмоциркониевым огнеупором
бакор-30; рабочая температура процесса варки стекла составляла 1200 °С.
Опытную проверку прошли схемы остекловывания трех типов: с псевдоожиженным слоем; с распылением РАО форсункой в нагретую камеру (так называе­
мый распылительный кальцинатор) и вращающийся горизонтальный кальцинатор.
Исследования показали, что процесс кальцинации в «кипящем слое» весьма
сложен и чувствителен к составу отходов.
Более надежен и прост распылительный кальцинатор. Было установлено, что
при этом эффективность процесса получения стекла при концентрации солей в
растворе 100—600 г/дм практически не зависит от последней.
На рис. 11.13 представлена принципиальная
схема распылительного кальцинатора для
Газ
остекловывание
высокоактивных
отходов
(ВАО).
Жидкие РАО распыляются в нагретой
камере. При этом происходит отвод влаги и
летучих компонентов. Материал достигает
нижней части камеры уже в виде обожженного
порошка. Этот порошок по мере дальнейшего
падения перемешивается с помощью сходя­ 700 °С
щихся воронок со стеклообразующими вещест­
вами (оксидами кремния, бора и фосфора), и
образующаяся масса попадает в контейнер из Кальцинат
нержавеющей стали высотой 3 м с диаметром
15—60 см и толщиной стенки 2,5 см. Контей­
нер находится внутри плавильный печи при

Рис. 11.13. Схема распылительного кальцинатора:
/ — обогреваемая камера; 2 — форсунка; 3 — металлокерамический фильтр; 4 — контейнер; 5 — плавильная печь

Стеклянный
расплав (1100 °С)

207

температуре около 1100 °С. При этой температуре поступающие в контейнер стеклообразующие вещества и обожженный порошок РАО превращаются в расплав­
ленное стекло. Расплав охлаждается, превращаясь в стеклянный блок с фиксиро­
ванным положением радионуклидов ВАО. Контейнер с остеклованными ВАО
помещается во внешнюю упаковку из литой стали, которая, в свою очередь, уста­
навливается в противокоррозионную защитную упаковку из нержавеющей стали
или керамики.
Наименее надежными элементами распылительного кальцинатора являются
форсунка, электронагреватели и сборки металлокерамического фильтра. Унос
рутения из фильтра достигает 2 %, а цезия — 0,5 %.
Более прост горизонтальный кальцинатор, обеспечивающий остекловывание
РАО практически любого состава. Однако производительность его ограничена
(около 50 дм /ч).
Получаемый в результате переработки РАО кальцинат является промежуточ­
ным продуктом, требующим омоноличивания в плавителе.
Наряду с керамическим плавителем прямого электродугового нагрева нашли
применение индукционные тигельные печи, а также индукционные плавители
гарнисажного типа — «холодный тигель». Индукционный плавитель лишен мно­
гих недостатков, характерных для керамического плавителя. Основные преиму­
щества индукционной плавки в холодном тигле (ИПХТ) заключаются в следую­
щем: 1) отсутствие непосредственного контакта расплава с материалом тигля;
2) объемный характер нагрева расплава; 3) относительно низкая материалоем­
кость установки; 4) возможность легкого регулирования мощности плавителя.
В табл. 11.3 приведены сравнительные характеристики плавителей.
Из недостатков ИПХТ следует отметить повышенные энергозатраты на прове­
дение процесса плавления, в 2 раза превышающие энергозатраты керамического
плавителя.
Таблица 11.3. Характеристики керамического и индукционного плавителей [35]
Керамический плавитель

Холодный тигель

Керамика

Сталь, медь

Есть

Нет

»

»

50

180

0,4

0,15

900—1200

900—3000

Cs

3

3

Sr

0,5

0,5

Характеристика
Конструкционный материал
Наличие контакта с расплавом
Наличие электродов
2

Удельная производительность, кг/(м • ч)
2

Площадь поверхности расплава, м
Диапазон рабочих температур, °С
Унос радионуклидов, %, не более:
137
90

альфа-излучателей
Габаритные размеры плавителя, мм
208

0,2

0,2

3000x1500x2000

590x300x655

Рис. 11.14. Технологическая схема установки остекловывания ЖРО на основе ИПХТ:
/ — емкость для ЖРО; 2 — емкость для концентрата; 3 — роторный испаритель; 4 — фильтры грубой
очистки; 5 — теплообменники; 6 — резервуары; 7 — бункеры стеклообразующих добавок; 8 — шнековый питатель; 9 — смеситель шихты; 10 — дозатор шихты; 11 — питатель; 12 — плавитель; 13 —
печь отжига; 14 — абсорбционные колонны; 15 — подогреватель; 16 — насосы; 17 — фильтры тонкой
очистки; 18 — каталитический реактор

Технологическая схема установки ИПХТ представлена на рис. 11.14. Схема
содержит узлы: энергопитания; приема ЖРО; концентрирования; подготовки
стеклообразующих добавок; приготовления шихты; подачи шихты в плавитель;
блок плавителей; печь отжига стеклоблоков; системы очистки уходящих газов,
технологического контроля и др. В данной схеме использован принцип двухстадийной организации процесса, суть которого в предварительном концентрирова­
нии жидких отходов и подаче шихты в плавитель в виде суспензии влажностью
22—25 % (по массе) в смеси со стеклообразующими добавками. Влажность
выбрана из условий достаточного растекания шихты по поверхности расплава
стекла и относительно небольших уносов радионуклидов с уходящими газами из
плавителя.
Узел концентрирования предназначен для доведения исходного раствора ЖРО
до солесодержания 1000—1100 кг/м и выдачи концентрата в аппараты узла при­
готовления шихты. Узел выполнен на основе обогреваемых паром вертикальных
роторных пленочных испарителей 3. Он позволяет вести переработку отходов в
широком диапазоне начального солесодержания и без стабилизации параметров
греющего пара и расхода выпариваемого раствора. Конденсат, собирающийся в
емкостях 69 направляется на очистку. Узел концентрирования может быть выпол209

нен и на основе прямоточного испарителя, но при эксплуатации этого узла потре­
буется стабилизация параметров греющего пара и расхода ЖРО, а также ужесто­
чатся требования к составу первичных отходов [35].
Узел приготовления шихты предназначен для получения пастообразной смеси
влажностью 22—25 % (по массе) и состоит из бункеров подготовки стеклообразующих добавок 7, шнека реверсивной подачи 8 и двух смесителей Р. В качестве
стеклообразующих добавок используются кварцевый песок, суглинок, датолитовый концентрат.
Установка оснащена блоком из трех независимых высокочастотных плавителей
12 типа холодный тигель. В работе одновременно может находиться разное число
плавителей. Порционная подача шихты в плавители производится питателями 11
в автоматическом режиме.
Печь отжига 13 служит для регулируемого охлаждения стеклоблоков и выпол­
нена в виде туннельной печи с четырьмя зонами регулируемого нагрева-охлажде­
ния. Важным элементом установки является система газоочистки. Очистка уходя­
щих газов установки остекловывания ЖРО среднего уровня активности
заключается в улавливании радионуклидов, микрокомпонентов ЖРО и шихты, а
также продуктов их термического разложения. При выборе метода улавливания
аэрозольного уноса из плавителя учитывалось, что использование методов «мок­
рой» очистки приводит к образованию значительных объемов вторичных жидких
отходов. Среди методов «сухого» улавливания наиболее предпочтительным явля­
ется фильтрование газов, так как только оно способно обеспечить высокую
эффективность очистки тонкодисперсных аэрозолей (с размером частиц около
1 мкм), образующихся в процессе остекловывания.
Улавливание аэрозолей производится в две стадии. На первой стадии грубой
очистки используются рукавные регенерируемые фильтры 4. Материал фильтров
после выработки ресурса включается в расплав стекла. Продукты уноса, уловлен­
ные в фильтре, возвращаются в плавитель. На второй стадии тонкой очистки при­
меняются фильтры 77 из ультратонкого стекловолокна (фильтр ФАРТОС), которое
также легко включается в расплав.
При термическом разложении нитрата натрия (основного солевого компонента
РАО) образуются оксиды азота. Для окончательной доочистки был выбран метод
каталитического восстановления оксида азота аммиаком на алюмованадиевом
катализаторе в реакторе 18. Материал катализатора, представляющий собой смесь
оксидов алюминия и ванадия, после выработки ресурса также легко включается в
состав стекла.
Эффективность системы газоочистки достаточно высока: по аэрозолям коэф­
фициент очистки составляет 99,2—99,9 %; по 137Cs — 99,5—99,98 %; по 239Ри —
97,0—99,5, %.
Ниже представлены основные характеристики установки остекловывания с
индукционным плавителем:
Производительность:

210

по стеклу, кг/ч

До 75

по ЖРО, м3/ч

До 0,3 (солесодержание 200 кг/м3)

Удельная активность:
исходных ЖРО, Бк/л

До 3,7 • 106

стеклоблоков, Бк/кг

6,3 • 106

Установленная мощность, кВт

1000

Расход охлаждающей воды, м /ч

30

Масса стеклоблока, кг

50

Характеристики плавителя:
производительность по стеклу, кг/ч

До 25

рабочая частота, МГц

1,76

мощность генератора, кВт

160

рабочая температура, °С

1150—1250

площадь поверхности расплава, м

0,11

удельный расход электроэнергии на получение 1 кг стекла,
кВт • ч

5—6

расход охлаждающей воды, м /ч

1,5—6

Установка остекловывания ИПХТ оснащена системой автоматизированного
управления. В перспективе имеется возможность выполнять весь процесс остек­
ловывания в автоматическом режиме при производительности установки до
500 кг/ч по расплаву.
Итак, согласно современным воззрениям остекловывание представляет собой
достаточно надежный метод подготовки РАО к захоронению. Тем не менее ряд
специалистов высказывают сомнение в долговременной надежности стеклянной
матрицы и указывают, что данная матрица должна быть способна локализовать
радионуклиды в течение десятков или сотен тысяч лет. Стеклянная матрица пред­
ставляет собой искусственный продукт, и проверка ее долговременной надежности
невозможна. Поэтому заслуживает внимания точка зрения, что максимальную
надежность в процессе локализации радионуклидов могут иметь керамические
матрицы, близкие по составу к природным керамикам, изолирующим месторож­
дения радионуклидов в течение миллионов лет.

11.4. Включение радионуклидов в керамическую
или полимерную матрицу
По мере совершенствования ядерной технологии наметились изменения в
отношении к ее отдельным продуктам, первоначально причисленным к разряду
отходов: в ряде случаев эти продукты могут явиться вторичными ресурсами ядер­
ной энергетики. На основе мировой практики обращения с РАО утвердилась в
качестве наиболее безопасной и надежной для длительного хранения твердая их
форма. Задача состояла в создании матрицы для отверждения радионуклидов раз­
личной природы. В результате большого объема исследований, выполненных в
области химии и технологии радиоактивных элементов, открылась перспектива
надежного разделения радионуклидов, содержащихся в отработавшем топливе
211

ядерных энергетических установок, на группы в соответствии с близкими хими­
ческими свойствами. При этом в зависимости от возможного использования той
или иной фракции в будущем сложно применить наиболее подходящую техноло­
гию отверждения.
Вследствие высоких радиационной, химической и биологической токсичностей
наибольшего внимания требует к себе фракция трансурановых элементов (ТУЭ).
К тому же пока не ясно, найдут ли эти элементы применение в будущем или
единственным вариантом будет их «сжигание» (трансмутация). Таким образом, с
одной стороны, необходимо надежно изолировать эти радионуклиды от сферы
жизнедеятельности человека, с другой — сохранить возможность возвращения к
ним при более высоком уровне технологии и техники.
Интенсивно расширяется круг пористых материалов, обладающих высокой
химичеркой устойчивостью, термостабильностью, термо- и радиационной стой­
костью. Перечисленные свойства позволяют применить такие материалы в каче­
стве матриц-иммобилизаторов радионуклидов для последующего их длительного
контролируемого хранения, оставляя возможность использования в дальнейшем в
трансмутационном устройстве, либо извлечения. Основная задача состояла в
получении материалов, содержащих минимум балласта. При этом радионуклид
должен быть в достаточно устойчивой химической форме, которая оставляла бы
возможность последующей технологической переработки [39].
В практике обращения с жидкими радиоактивными отходами отверждение
радионуклидов с образованием кальцината предпочтительно благодаря достоинству
этого метода — практически полному отсутствию балластных компонентов в конеч­
ном продукте. Однако есть и недостатки, связанные, во-первых, с процессом его
осуществления, — наличие стадии с интенсивным пылевыделением, во-вторых, с
низкой химической устойчивостью конечной формы вследствие присутствия окси­
дов элементов групп I, II Периодической системы. Что касается оксидов ТУЭ, то
они являются наряду с фосфатами наиболее химически устойчивыми соединениями
этих элементов и могут использоваться в качестве безбалластной формы для дли­
тельного безопасного хранения, обеспечивая обратимость иммобилизации.
Способ иммобилизации радионуклидов путем введения их в пористую мат­
рицу с дальнейшей фиксацией в ней имеет определенное преимущество по срав­
нению с другими способами благодаря своей простоте и экономичности. В связи с
этим решался ряд следующих проблем:
выбор материала пористой матрицы;
термическое разложение нитратов непосредственно в самой матрице, опреде­
ляющее минимальную температуру отжига;
поведение и свойства оксидов, получаемых при разложении нитратов;
условия образования соединений между вводимыми растворами и материалом
матрицы;
процессы, происходящие при хранении иммобилизатора.
Принципиально осуществимы два вида иммобилизации: обратимая и необра­
тимая. Обратимая иммобилизация — способ, в котором выбран такой режим
отжига, когда не происходит взаимодействия материала матрицы с вводимыми
элементами. В результате образуются оксиды, которые впоследствии, при жела­
нии, можно вывести из матрицы.
Необратимая иммобилизация — способ, в соответствии с которым при отжиге
происходит взаимодействие материала матрицы с вводимыми элементами и
212

вывести их из матрицы весьма затруднительно. Получаются материалы, обладаю­
щие более высокими прочностными свойствами и высокой химической устойчи­
востью, в результате чего иммобилизатор при транспортировке и хранении более
безопасен.
Выбор материала матрицы. Матрица может быть керамическая и металли­
ческая. Основные требования, предъявляемые к ней:
оптимальная пористость и размер блока, определяющие максимальный объем
введенного раствора, его равномерное распределение и удерживание в порах;
низкая химическая активность при взаимодействии с водой и кислотами.
Исследования показали предпочтительность керамической матрицы из-за ее
высоких прочностных свойств и термоустойчивости [40].
Термическое разложение. По своему поведению при термическом разложении
ряд нитратов редкоземельных элементов можно разделить на две группы — до Gd
и после него. Элементы La, Рг, Ей относятся к первой группе. Разложение их
начинается одновременно с окончанием дегидратации. Элементы Dy, Tb, Yb вхо­
дят во вторую группу. Разложение нитратогрупп начинается раньше, чем заканчи­
вается дегидратация.
Изучались физико-химические свойства иммобилизатора, полученного в
результате одной пропитки пенокорунда растворами нитратов РЗЭ (La, Eu, Dy, Tb,
Yb) с последующим отжигом при температуре 900 °С. Выбор этих представите­
лей ряда РЗЭ обусловлен следующим: системы Ln203—А1203 по характеру фазо­
вых отношений можно разделить на три группы: La—Nd, Sm—Eu, Gd—Lu. Bo
всех этих группах образуется моноалюминат лантаноидов и различие проявляется
в получении других продуктов реакции, а именно, для La—Nd получается
LnAl n 0 18 , для Sm—Eu — LnAl n 0 18 и Ln4Al209, для Gd—Lu — Ln4Al209 и
Ln3Al5012.
Взаимодействие оксидов алюминия и лантаноидов протекает в два этапа. Сна­
чала идет процесс термического разложения нитрата РЗЭ с удалением всех газо­
образных продуктов, затем — синтез моноалюмината. При образовании моноалю­
мината дальнейшее взаимодействие между оксидами алюминия и лантаноидов
может протекать только за счет диффузии через блокирующий слой продукта
реакции, что требует более высоких температур или значительного увеличения
времени отжига. Принципиальная схема протекания процесса имеет вид
Ln(N03)3 «H20 + А1203 4Л LnON03 + А1203 вЛ Ln 2 0 3 + LnON03 +
+ А1203 ^ Ln203 + LnA103 + А1203.
Как показали результаты термического анализа нитратных растворов, поме­
щенных в пенокорунд, наблюдаемые эффекты термического разложения разделя­
ются на три группы: потеря воды; разложение безводной соли и образование
соединений LnA103. Как уже излагалось, в первой группе РЗЭ (La, Рг, Ей) разло­
жение начинается одновременно с окончанием дегидратации, а во второй (Dy, Tb,
Yb) разложение нитратогрупп начинается раньше, чем заканчивается дегидрата­
ция. В интервале температур 500—700 °С происходит плавление нитрата. Учиты­
вая повышенную химическую агрессивность плава, этот факт заслуживает внима­
ния. Регулируя время жизни плава, можно влиять на количественный и
качественный составы матричной композиции. Кроме того, с реологическими
213

свойствами жидкой фазы связано окончательное распределение радионуклидов в
объеме матрицы.
Получено, что при первой пропитке пенокорунда раствором и дальнейшем
отжиге при 900 °С масса поглощаемого вещества составляет 5—10% первона­
чальной массы (из расчетов следует, что максимальная масса введенного за одну
пропитку вещества равна не более 20 % первоначальной массы) и при этой тем­
пературе уже идет образование моноалюминатов.
Изучение термического разложения показало, что минимальная температура
отжига блока иммобилизатора для всего ряда РЗЭ составляет 750 °С. Варьировать
свойства блока иммобилизатора (повышать его прочность, устранять сыпучесть,
увеличивать количество вводимого вещества) можно изменением фазового
состава, а именно получением соединений типа LnA103, которые по химическим
свойствам предпочтительнее оксида Ln. Они обладают химической инертностью,
устойчивостью в воде, более высокой стабильностью в условиях нагрева до срав­
нительно высоких температур. Оксид Ln же быстро вымывается из матрицы, погло­
щает воду и С0 2 из воздуха, тем самым придавая блоку хрупкость и сыпучесть,
что является отрицательной характеристикой при транспортировке и хранении.
Показано, что уже при первой пропитке пенокорунда насыщенными раство­
рами нитратов РЗЭ и отжиге при 900 °С образуется достаточное количество моно­
алюмината, которое располагается по границе раздела фаз А1203 и Ln203, созда­
вая каркасную структуру иммобилизатора.
Была исследована возможность прямой денитрации растворов ТУЭ непосред­
ственно в высокопористых материалах. В результате были получены матрицы,
содержащие оксиды ТУЭ. В табл. 11.4 приведены значения максимальной емкости
пористых материалов по оксидам радионуклидов различной плотности.
При насыщении пористых материалов радионуклидами за счет пропитывания
водными растворами и последующего прокаливания есть определенные трудно­
сти в организации непрерывного процесса. При периодическом (циклическом)
процессе имеющиеся осложнения могут быть снижены за счет использования
высококонцентрированных растворов, хотя и здесь есть свои ограничения, например
в случае америция, связанные с интенсивным радиолизом. Этого можно избежать,
применив пористую токопроводящую матрицу в качестве катода при электриче­
ском выделении гидроксидных соединений ТУЭ из растворов различных конценТаблица 11.4. Максимальная емкость пористых материалов по оксидам радионуклидов
различной плотности (39]
Плотность,
г/см

Открытая пористость,
%

Максимальная емкость,
г/см

Пенокорунд

0,98—1,05

44—49

4,2—4,6

Пенокварц серо-розовый

0,28—0,30

80—83

4,2—4,5

Пенобетон

0,60—0,65

48—52

2,4—2,8

Пенодиоксид циркония

0,34—0,36

80—84

6,0—6,3

Пенодиоксид никеля

0,61—0,65

79—83

4,0-4,5

Пеноникель мелкоячеистый

0,33—0,36

45—49

3,0—3,5

4,3-4,4

30—34

2,8—3,4

Материал

Пористая нержавеющая сталь
214

траций за счет катодного подщелачивания. Солевой фон улучшает качество выде­
ляемых осадков; они приобретают большую плотность. Так, например, при
использовании 1 г пористого никеля 97—98 %-ной пористости можно иммобили­
зовать до 16—18 г ТУЭ в пересчете на оксиды. После окончания процесса мат­
рица может быть прокалена и подвергнута прессованию для уменьшения объема.
Можно выбрать и другой путь, осуществив пропитку пористого материала
непосредственно органическими экстрактами ТУЭ, полученными при экстракции
этих элементов из водных растворов.
При помещении оксидов ТУЭ в пористую матрицу устраняются нежелатель­
ные неопределенности, связанные с образованием и выделением радиогенного
гелия. Газ в этих условиях имеет свободный выход из системы независимо от
того, в каком виде осуществляется его транспортировка — атомарном, молекуляр­
ном или в форме микрообъемов (пузырьков).
Вследствие радиоактивного распада образуются новые химические элементы,
дающие соединения с иной кристаллической решеткой и плотностью, чем исход­
ные. При протекании таких процессов как в аморфном теле (стекло), так и в крис­
таллическом (керамика, синрок) возникают механические напряжения, которые
могут привести к разрушению матрицы. Соединения, размещенные в пористой
матрице, занимая не весь объем пористого пространства, имеют определенную
степень свободы при изменении плотности и структуры кристаллической
решетки. Таким образом, происходящие трансформации не влекут за собой
деструктивных процессов.
Применение токопроводящих пористых матриц исключает и накопление объем­
ного и поверхностного электрических зарядов, формирующихся в любых диэлект­
риках (стекло, керамика) при воздействии ионизирующего излучения или самооб­
лучения, а такой процесс приводит в конечном итоге к разрушению материала.
Важной особенностью иммобилизации радионуклидов пористыми материа­
лами является то обстоятельство, что исходная матрица готовится в отсутствие
контакта с радиоактивными веществами. Это позволяет иметь матрицу самых раз­
личных форм и размеров и подобрать оптимальное их сочетание для определен­
ной фракции. При этом облегчаются выбор и создание дополнительных инженер­
ных барьеров, препятствующих делокализации радионуклидов за пределы
матрицы. Такими барьерами могут стать дополнительные оболочки из различных
материалов (например, стеклокристаллические, проницаемые для гелия, но не
пропускающие водные растворы), а также контейнеры самых разнообразных
типов [39].
Надежность и безопасность длительного хранения отвержденных радиоак­
тивных продуктов определяются главным образом степенью их делокализации за
пределы хранилища. Основной вклад в делокализацию вносит взаимодействие
матрицы с водой. Так, при остекловывании РАО материал матрицы подвергается
выщелачиванию совместно с включенными в нее радионуклидами. При взаимо­
действии с водой пористой матрицы с иммобилизованными в ней радионукли­
дами (в виде оксидов или фосфатов ТУЭ) контакт осуществляется лишь с соеди­
нениями, растворимость которых мала. Материал матрицы выполняет функцию
каркаса и непосредственно не подвергается воздействию воды, что заметно сни­
жает вероятность делокализации радионуклидов. Таким образом, иммобилизация
фракций трансурановых элементов пористыми материалами обеспечивает их
безопасное длительное хранение.
215

Проводились исследования по включению продуктов деления в пористый
А1203. В качестве исследуемого продукта деления использовался изотоп Ей. Про­
цесс состоял в циклическом пропитывании матрицы раствором Ей в азотной кис­
лоте с последующим прокаливанием при температуре 900 °С и получением
ЕиАЮ3. Масса ЕиА103 составляла примерно (20 ± 5) % начальной массы образ­
цов, прочность пенокорунда достигала (4,9 ± 0,3) • 10 Па. Многократное (15—30
циклов) пропитывание пенокорундовой матрицы раствором приводило к более
чем 5-кратному увеличению ее прочности [41], что давало основание рассматри­
вать пенокорунд в качестве одного из основных иммобилизующих материалов для
локализации высокоактивных продуктов деления.
Одним из перспективных направлений переработки радиоактивных отходов,
включающих в себя плутоний, уран и другие актиноиды, является их иммобили­
зация в керамические и стеклокерамические материалы на титанатной или
титано-цирконатной основе (типа Синрок). Названные матричные блоки полу­
чают плавлением в холодном тигле.
Исследована технология иммобилизации радиоактивных отходов в минераль­
ные матричные блоки из гетерогенных расплавов, получаемых в процессе термо­
химического превращения порошкообразного металлизированного топлива,
содержащего минеральные добавки, без подвода теплоты извне с пределами регу­
лирования температуры от 1870 до 2400 К.
Разработан термохимический реактор (рис. 11.15) для получения крупногаба­
ритных минеральных матричных блоков в разовых контейнерах (массой 50—
100 кг). Данный способ позволяет регулировать массу блока в пределах 10—
500 кг и концептуально пригоден для формования блоков непосредственно в сква­
жинах горных пород.
Реактор имеет двойные стенки из обечаек 3, 5, расположенных коаксиально.
Между стенками засыпан теплоизолятор 4 (порошок полевого шпата или других
алюмосиликатов, силикатов или оксидов, способных изоморфно замещать радио­
нуклиды перерабатываемых отходов). Во внутренней обечайке 5 (на дне реактора)
размещают теплоизолятор, толщина слоя которого зависит от массы формируе-

\

t

Рис. 11.15. Технологическая схема формования крупногабаритного минерального блока из низко­
вязкого расплава:
1 — зонт; 2 — фильтр грубой очистки; 3 — обечайка наружная; 4 — порошкообразный теплоизолятор;
5 — обечайка внутренняя; 6 — смесь топлива с радиоактивными отходами; 7 — узел инициирования;
8 — расплав; 9 — оболочка из застывшего полевого шпата; 10 — матричный блок с дополнительной
оболочкой; 11 — газоотводная магистраль к фильтру тонкой очистки
216

мого блока, узел инициирования 7 (электровоспламенитель) и топливо б, в кото­
ром равномерно распределены отходы в количестве 10—15 % (по массе). После
этого внутреннюю обечайку удаляют. Верхняя часть термохимического реактора
выполнена в виде зонта с фильтром грубой очистки, подсоединенного к фильтру
тонкой очистки газоотводной магистралью.
Реактор работает следующим образом. Дистанционно приводят в действие
узлы инициирования подачей напряжения 6 В. Через 3—4 с образуется низковяз­
кий высокотемпературный расплав, фронт которого распространяется снизу
вверх. Газоаэрозольная фаза фильтруется, проходя через смесь топлива с отхо­
дами и порошкообразный теплоизолятор, что снижает унос радионуклидов. Про­
цессы активного тепловыделения не ограничиваются временем прохождения
волны экзотермических реакций (зоны формирования и распространения рас­
плава). Отдельные продукты реакции взаимодействуют между собой в течение
15—25 мин с выделением теплоты, количество которой определяется рецептурой
и массой порошкообразного металлизированного топлива, природой и количест­
вом радиоактивных отходов, а также с образованием кристаллических фаз твер­
дых растворов и эвтектик.
В результате термохимического превращения порошкообразного металлизиро­
ванного топлива конечный продукт сплавляется с окружающим его по всей поверх­
ности порошкообразным природным полевым шпатом, благодаря чему на поверх­
ности формирующегося матричного блока образуется сплошной нерастворимый
монолитный минеральный слой, способный химически связывать радионуклиды
(в первую очередь, цезия и стронция) и являющийся также механически прочным
барьером. Это обеспечивает надежную локализацию радионуклидов в объеме
блока, а также фазовое и химическое соответствие поверхности матрицы с поро­
дами места захоронения, что минимизирует возможность диффузии радионукли­
дов в окружающую среду.
Синтезированы матричные блоки из топлива ТОА-3.16 с добавкой оксида
урана. При введении в топливную композицию U 3 0 8 в виде тонкодисперсного
порошка и увеличении количества равномерно распределенной добавки [0,14; 1,2;
12,1 % (по массе)] процесс термохимического превращения порошкообразного
металлизированного топлива по визуальной оценке интенсифицируется. Это ука­
зывает на то, что оксид урана в таких условиях не является инертным материалом
и его количество может быть увеличено.
Результаты исследования распределения урана в полученных матричных бло­
ках показывают, что U 3 0 8 (имитатор высокоактивных актиноидов) полностью
остается в матричном блоке и концентрируется в оксидной фазе.
Способ включения радионуклидов (высокоактивных продуктов деления) в син­
тетическую минералоподобную керамическую матрицу типа Синрок положил
начало исследованию минералоподобных керамик в качестве иммобилизирующих
матриц. Утверждается, что существует возможность создания термически-, гидро­
литически- и радиационно-стойкого материала, в качестве компонентов которого
предлагается использовать сложные оксиды с общей формулой АхкВ С 0 6 , име­
ющие структуру минералов и включающие в себя элементы в валентном состоя­
нии от одного до шести.
Иммобилизация высокоактивных радионуклидов в матрицу из пористой туго­
плавкой керамики может выполняться и по технологии, согласно которой в качестве
217

пористого материала-иммобилизатора используются спеченные оксидные волокна,
получение которых состоит из двух этапов: 1) сплавления металлических компонен­
тов шихты на основе отходов алюминия или его сплавов с титаном, кремнием, цир­
конием; 2) окисления волокнистых прессовок. Длина волокон составляет 30—40 мм,
диаметр 10—30 мкм. Плотность прессованного материала равна 0,18—0,5 т/м ,
пористость — 30—80 %. Окисление волокнистых прессовок осуществляется после
их травления в щелочи медленным нагревом с последующей выдержкой при темпе­
ратуре 1600—1650 °С. Полученный керамический материал-иммобилизатор имеет
высокую термостойкость, стойкость в агрессивных средах (в том числе и в распла­
вах); пористая керамика на основе А1203 выдерживает без разрушения многократ­
ное термоциклирование. Пористые спеченные оксидные материалы обладают зна­
чительным капиллярным эффектом, обеспечивающим подъем жидкости по
капиллярам без действия внешнего давления. При этом прочность образцов возрас­
тает в 10—12 раз по сравнению с исходной керамической матрицей.
На основании вышеприведенных свойств была сконструирована капсула (кон­
тейнер) для проведения выпаривания с последующей кальцинацией РАО (высоко­
активных водных отходов переработки отработавшего топлива). Конструкция кап­
сулы (рис. 11.16) представляет собой набор стальных стаканов б9 заполненных
пористыми вставками 7, внешний корпус 2 из жаростойкой стали и порошковые
фильтры 4, 5. Фильтры содержат оксиды марганца, хрома, железа и восстанови­
тель (алюминиевый порошок). Стаканы 6 имеют перфори­
рованные днища. Плотная посадка пористых вставок 7
обеспечивается пайкой при температуре выше 1100 °С.
Отверждение высокоактивных водных отходов с удель­
ным тепловыделением 60—80 Вт/л осуществляется после­
довательно в агрегатах А (рис. 11.17) и Б (рис. 11.18). Кап­
сула 1 с помощью дистанционно управляемого подъ­
емного крана (см. рис. 11.17) опускается в защитный
канал 2. При этом нижний торец капсулы входит в дистан­
ционно управляемый жидкометаллический (эвтектика
свинец-висмут) затвор 3. Наличие резисторных нагревате­
лей и системы водяного охлаждения позволяет дистанци­
онно осуществлять герметичное соединение трубы вне­
шнего корпуса 1 и фланца мерного сосуда 4, сооб­
щающегося с основным резервуаром высокоактивных вод­
ных отходов (на схеме не показан). После соединения кап­
сулы с мерным сосудом 4 выполняется герметизация сис­
темы с помощью поворотного колпака 5, связанного с
типовой системой фильтров. Поглощение пористыми

Рис. 11.16. Конструкция капсулы с пористой матрицей:
/ — пробка (пористый картон); 2 — стальной корпус; 3 — узел сочлене­
ния с грузоподъемным устройством; 4 — гранулы термитной смеси; 5 —
порошковый фильтр (Мп02); б — стальной стакан; 7 — керамическая
вставка (пористый корунд); 8 — высокотемпературный припой; 9 —
решетка

вставками раствора достигается созданием в мерном сосуде 4 избыточного давле­
ния с помощью ресивера 7. Объем мерного сосуда соответствует объему раствора,
который способны поглотить пористые вставки капсулы. Тепловыделения высоко­
активного раствора достаточно для его выпаривания и последующей кальцинации
твердого остатка. При относительно малом тепловыделении раствора применя­
ются изолированный индуктор 8 или кварцевые спиральные нагреватели. Выпари­
вание, нагрев до 700—800 °С (кальцинация) и охлаждение выполняются последо­
вательно 10—12 раз (охлаждается капсула водовоздушной смесью, подаваемой по
линиям 9). По мере увеличения числа циклов нагрева-охлаждения пористая мат-

Рис. 11.17. Агрегат А:
/ — капсула; 2 — защитный канал; 3 — жидкометаллический затвор; 4 — мерный сосуд; 5 — герме­
тизирующий колпак; 6 — картонная пробка; 7 — ресивер аргона; 8 — индуктор (или резисторный
нагреватель); 9 — спреи охлаждения; 10 — зеркало; 11 — лазерный источник; 12 — термитная смесь;
13 — окно; 14 — фильтр
219

Рис. 11.18. Агрегат Б:
/ — капсула; 2 — шлак; 3 — сплав Fe-Cr-Mn-Al; 4 —
порошок Мп02; 5 — стакан с пористой вставкой; б —
защитный канал; 7 — стакан с экзотермической сме­
сью; 8 — транспортный канал; 9 — поворотный стол;
10 — нагреватель; 11 — продукты термитной реакции

рица все в большей степени заполняется
раствором РАО. Динамика заполнения мат­
рицы представлена на рис. 11.19. Как сле­
дует из графика, масса набранного матри­
цей раствора РАО по мере увеличения числа
циклов возрастает с 7 (для одного цикла) до
примерно 50 г (для 12 циклов) [38].
После завершения циклов термообра­
ботки и заполнения пор матрицы раствором
верхний торец капсулы герметизируется
лазерным поджогом термитной смеси,
заплавляющей отверстие в верхнем торце.
После герметизации верхнего торца кап­
сулы ее нагревают до 800—850 °С, а затем
охлаждают до 80—100 °С, далее колпак 5
(см. рис. 11.17) отводят в сторону и капсула переносится краном в агрегат Б (см.
рис. 11.18), где выполняется герметизация нижнего торца капсулы (также с помо­
щью термитной смеси), после чего капсула помещается в охлаждаемую емкостьхранилище (рис. 11.20) временного хранения. Для долговременного хранения
предлагается помещать капсулы в наземную накопительную охлаждаемую
емкость, заполненную бидистиллятом (рис. 11.21). Число капсул при полной
загрузке емкости составляет 370 шт. Емкость снабжена внешним корпусом, соб­
ранным из чугунных тюбингов 7, который, в свою очередь, помещен в дренажный
корпус, заполненный щебнем. Капсулы 8 с
РАО размещаются внутри лайнера 6 (диа­
метром 12 м и высотой 7 м) в перфориро­
ванных направляющих трубах 9. Емкость
перекрыта подвижной полой крышкой 5,
фланец которой является элементом дис­
танционно управляемого жидкометаллического затвора 5. Это позволяет выпол­
нять последовательно загрузку капсул и
извлечение отдельных капсул в случае их
разрушения или при необходимости
5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 использования радионуклидов. Полость
Число циклов
крышки 3 заполнена веществом с высокой
Рис. 11.19. Динамика заполнения пористой теплотой плавления, т.е. в этой полости
матрицы раствором РАО как функция числа
циклов нагрева-охлаждения (нагрев до 700 °С) размещается аккумулятор фазового пере220

Qj

-|

Рис. 11.20. Охлаждаемая емкость-хранилище временного хранения капсул:
/ — капсулы; 2 — емкость; 3 — труба для
слива воды; 4 — вода

1 — радиатор; 2 — система тепловых труб; 3 — съем­
ная крышка; 4 — теплоаккумулирующее вещество;
j — жидкометаллический затвор; 6 -г- лайнер; 7 —
тюбинговый сборный чугунный корпус; 8 — капсулы с
РАО; 9 — перфорированные направляющие трубы;
/0 — бидистиллят; 11 — дренажный корпус

хода — мирабилит (температура плавления 32 °С). Отвод теплоты от аккумуля­
тора фазового перехода осуществляется системой тепловых труб 2 с радиаторами 1.
Разрушение капсул может быть обнаружено по изменению активности бидистиллята, заполняющего емкость. Поврежденные капсулы могут быть отремонти­
рованы дистанционно наплавкой их кожуха с помощью термитной сварки. Кон­
струкция крышки допускает замену тепловых труб. В предлагаемой конструкции
хранилища реализуется стационарный тепловой режим; при этом температура в
центре капсул, снабженных керамическими вставками с теплопроводностью
около 0,5 Вт/(м • К), не должна превысить 330 °С, что обеспечивает достаточно
высокий ресурс материалов, а следовательно, надежную работу хранилища.

ГЛАВА 12
ОБРАЩЕНИЕ С ТВЕРДЫМИ
РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ

Твердые радиоактивные отходы образуются при нормальной эксплуатации АЭС,
проведении ремонтных работ, авариях и выводе энергоблока из эксплуатации.
К ТРО относятся: загрязненное демонтированное оборудование; датчики при­
боров; трубопроводы и арматура контуров; загрязненный инструмент; использо­
ванные средства индивидуальной защиты; отработавшие свой срок фильтры и
фильтрующие материалы систем вентиляции; теплоизоляционный материал; дре­
весина; бумага; обтирочный материал; спецодежда; спецобувь; стекло; резина;
строительный мусор; пластикат; линолеум; пластмассовые изделия и пр. К ТРО
следует также отнести битумные и цементные компаунды, полученные в резуль­
тате отверждения концентратов жидких радиоактивных отходов АЭС, остеклован­
ные или включенные в керамику концентраты, отработанные ионообменные
смолы, а также зольные остатки установок сжигания.
Обращение с твердыми РАО, как правило, включает в себя операции сбора,
сортировки, размещения в первичной упаковке, транспортировки к месту перера­
ботки, кондиционирования, контейнеризации, временного хранения с последую­
щим окончательным захоронением.
Сбор твердых радиоактивных отходов осуществляется в специальные контей­
неры с одновременной их сортировкой и загрузкой (строго в специально обозна­
ченные контейнеры).
Сортировка ТРО производится по уровню радиоактивного загрязнения на
отходы групп I, II, III. Дополнительно ТРО сортируются на сжигаемые, дезакти­
вируемые, прессуемые и неперерабатываемые, из которых выделяют металл и
фильтры. Часть металла после дезактивации может направляться на переплавку.
Габаритные размеры ТРО определяются габаритными размерами контейнеров
для их сбора и транспортировки, которые должны быть согласованы с габарит­
ными размерами и грузоподъемностью транспортных средств и размерами люков
хранилищ. В случае невозможности фрагментации габаритных ТРО на местах
образования их транспортируют на территории АЭС спецавтотранспортом в плас­
тиковых мешках, герметизированные пленкой или покрытые герметизирующим
составом. Твердые радиоактивные отходы группы III, не подлежащие дезактива­
ции, загружаются в специальные контейнеры и направляются на долговременное
хранение.
Для сбора и транспортировки ТРО применяются:
а) контейнер для каналов нейтронного измерения;
б) контейнер для ионизационных камер (ТРО группы И). Контейнер загружа­
ется через верхнее шиберное устройство, разгрузка его проводится через нижнее
устройство;
222

Эксплуатационные твердые отходы

Сбор, сортировка
(на месте образования
отходов)

Накопленные твердые отходы

Классификация и сбор
в специальные
сборники отходов

Извлечение
из временных хранилищ

Подготовка к сдаче

Транспортировка

Размещение
нерадиоактивных
отходов,
не подлежащих
переработке
(утилизации)

Автоматическая
классификация по группам,
сортировка, укладка
в контейнеры

Несгораемые

ТРО группы I и «чистые»

Сжигаемые

Теплоизоляционные
материалы

Транспортировка спецавтотранспортом

Древесные
отходы

Спецодежда,
ветошь и пр.

Бумага

Радиоактивные
металлические
отходы

Нерадиоактивные
металлические
отходы, пластикат

Установка
прессования

Печь
сжигания

Переплавка

Переплавка

Сортировка

ТРО
Iгрупп II и III U*-| Временное хранилище

X.
Промышленная свалка

Вторичное использование

Рис. 12.1. Вариант обращения с твердыми отходами (Курская АЭС) [43]

223

в) контейнер для фильтров (ТРО группы II). На крышке контейнера имеется
захват для крепления штанг, с помощью которых выполняются операции по уста­
новке фильтра в контейнер и выгрузке фильтра в хранилище. В нижней части кон­
тейнера имеется шибер для его разгрузки и загрузки;
г) контейнер для транспортировки отвержденных ЖРО из узла расфасовки в
хранилище. Контейнер имеет цилиндрическую форму. На верхнем торце его кре­
пится захват, предназначенный для втягивания загруженной упаковки в контейнер
и выгрузки ее в хранилище. В нижней части контейнера расположено шиберное
устройство для его разгрузки. Он изготавливается из нержавеющей стали с тол­
щиной стенки 4 мм и габаритными размерами 1590x1140x1080 мм;
д) контейнеры для сжигаемых, несгораемых и теплоизоляционных материалов,
пластикатов и металлов.
В'конструкции сборников (контейнеров) ТРО предусматривается возможность
механизированных погрузки и разгрузки их с транспортных средств. Биозащита
сборников и защитных контейнеров с радиоактивными отходами обеспечивает воз­
можную мощность дозы излучения не более 10 мбэр/ч на расстоянии 1 м от них.
Обычно ТРО энергоблока с реактором ВВЭР-1000, собранные в обстройке
реакторного отделения, в контейнерах вывозятся на электротележках грузоподъ­
емностью 1 или 5 т по закрытой эстакаде через спецкорпус в хранилище.
Контейнеры с перерабатываемыми отходами со спецавтомобиля в помещении
выгрузки с помощью грузоподъемных механизмов устанавливаются на электроте­
лежку. Сжигаемые ТРО направляются в помещение для сжигания, прессуемые —
в помещение для прессования, часть металлических отходов — на переплавку.
После переработки ТРО транспортируются к месту хранения.
В зависимости от типа реакторной установки каждая АЭС имеет собственную
специфику обращения с ТРО. Однако принципы обращения с ТРО едины для всех
АЭС вне зависимости от типа реакторной установки: РАО должны быть перера­
ботаны, а продукты переработки должны надежно и безопасно храниться.
На рис. 12.1 в качестве примера представлена схема обращения с твердыми
радиоактивными и нерадиоактивными отходами на Курской АЭС [43]. Из рисунка
следует, что ТРО подвергаются сортировке на месте образования и автоматиче­
ской сортировке — классификации — перед укладкой в контейнеры. При этом
ТРО сортируются на сжигаемые, прессуемые и дезактивируемые.

12.1. Дезактивация твердых радиоактивных отходов
и оборудования
12.1.1. Дезактивация ТРО и оборудования энергоблоков
с реакторами на тепловых нейтронах

Дезактивация объектов, загрязненных радионуклидами, является одной из
основных составляющих обращения с твердыми радиоактивными отходами.
Основой радиоактивного загрязнения поверхностей являются процессы адсорб­
ции и адгезии. Характер радиоактивного загрязнения определяется рядом факто­
ров: видом поверхности и контактирующей с ней фазы, содержащей радионуклид;
химическими свойствами и состоянием радионуклидов; физико-химическими
условиями сорбции.
224

Сорбция радионуклида поверхностью осложняется процессами диффузии,
образования поверхностных соединений, твердых растворов. Радионуклиды
могут сорбироваться продуктами коррозии конструкционных материалов и вместе
с ними осаждаться на поверхностях с накоплением фазовых отложений. Кроме
того, нужно учитывать, что состояние поверхности адсорбента может изменяться
вследствие окисления, образования коррозионных пленок и разрушения.
Существуют два основных вида сорбции: физическая и химическая, различа­
ющиеся природой сорбционных сил. При физической сорбции между твердым
телом и молекулой действуют силы электростатической поляризации и диспер­
сионные силы (энергия связи равна 4—42 кДж/моль), при хемосорбции — ковалентные силы или электростатические либо обменные взаимодействия, обуслов­
ливающие возникновение прочной химической связи (энергия связи равна 42—
420 кДж/моль).
Физическую и химическую сорбции не всегда удается разграничить, однако в
случае физической сорбции сорбированную молекулу и решетку сорбента можно
рассматривать как две независимые системы, в то время как при хемосорбции они
образуют единую квантово-механическую систему.
Физическая и в особенности химическая сорбция требует предварительной
затраты энергии (активированные сорбции).
В процессе физической сорбции сорбент является источником внешнего потен­
циального поля, вызывающего поляризацию молекул сорбата. Природа дисперси­
онных сил заключается в притяжении, обусловленном взаимными короткопериодическими возмущениями быстрых внутренних движений электронов в молекулах
и взаимодействием диполей. При сближении молекул между ними возникают
короткодействующие силы отталкивания, на преодоление которых затрачивается
определенная энергия. Прочность физической сорбции зависит от характера и соот­
ношения различных взаимодействий. Физическая сорбция обратима [47].
В процессе хемосорбции сорбированная молекула может оставаться электро­
нейтральной («слабая» хемосорбция) или же удерживать около себя свободный
электрон или «дырку» кристаллической решетки, т.е. являться электрически заря­
женной («прочная» хемосорбция). Соответственно связь может быть акцепторной
(в связи участвует электрон, и-тип) или донорной (р-тип). Хемосорбированная
частица может находиться на поверхности в виде электронейтральной частицы,
радикала, ион-радикала или в результате реакции может включаться в кристалли­
ческую решетку сорбента, что приводит к полной необратимости сорбции. В этом
случае хемосорбированные частицы можно рассматривать как некоторые струк­
турные дефекты.
При сорбции из растворов сорбционные явления на границе двух фаз (твердое
тело — жидкость) имеют сложный характер в связи с более сильными взаимо­
действиями молекул в жидкой среде и гидратацией. При погружении идеально
поляризующейся поверхности (металла, полупроводника) в раствор на границе
раздела двух фаз возникает разность потенциалов. Общей причиной этого явля­
ется нескомпенсированный обмен заряженными частицами. Ионы металла могут
переходить из водной фазы в решетку металла, теряя гидратную оболочку, а моле­
кулы воды, сорбируясь, взаимодействуют с атомами металла и извлекают их из
металлической решетки. Таким образом, электродный потенциал зависит от проч8 — 820

225

ности связи ион — металл и энергии гидратации иона. Причиной возникновения
разности потенциалов может быть также избирательная сорбция ионов и поляр­
ных молекул вблизи поверхности раздела фаз.
В простейшем случае двойной электрический слой на границе фаз металл —
раствор можно уподобить плоскому конденсатору, одна обкладка которого лежит
в плоскости центра зарядов ионов металла у поверхности, другая — в плоскости
центра зарядов ионов раствора у поверхности.
Поверхность ионных кристаллов представляет собой неполяризующуюся
поверхность раздела. Между кристаллом и раствором происходит непрерывный
обмен ионами; на отдельных участках поверхности вследствие статических флук­
туации может возникнуть избыток катионов или анионов, в результате чего поверх­
ность ^приобретает заряд (первичная потенциалообразующая сорбция).
Первичная обменная сорбция обусловлена кинетическим обменом ионов крис­
таллической решетки с ионами раствора, способными проникать в кристалличе­
скую решетку сорбента, причем сорбция их сопровождается дегидратацией. Вок­
руг заряженной кристаллической поверхности образуется слой противоположно
заряженных ионов (вторичная обменная сорбция). Вторично сорбированные ионы
не проникают в решетку кристалла и не дегидратируются. Возможна также сорб­
ция молекул электролита путем обмена с молекулами воды [47].
При рассмотрении сорбции радионуклидов на поверхности металла следует
учесть, что эта поверхность в большинстве случаев покрыта оксидной пленкой
или слоем коррозионных отложений. Следовательно, сорбция происходит на
поверхности оксидной пленки. Сорбция на металлической поверхности часто
зависит от ее предварительной обработки, так как вид обработки определяет
структуру, дефектность и скорость окисления поверхности металла.
Большинство оксидных пленок металлов являются полупроводниками. Так,
Ti0 2 является полупроводником л-типа, NiO обладает дырочной проводимостью,
FeO—полупроводник /?-типа. Чистый a-Fe 2 0 3 имеет собственную проводимость,
но может возникать и электронная или дырочная проводимость. Магнетит Fe 2 0 3
обладает собственной ионной проводимостью.
Если защитная оксидная пленка является полупроводником и имеет толщину
более 1 мкм, перенос электронов тормозится, ток обмена падает и установление
обратимого потенциала затрудняется; металл ведет себя как идеально поляризуе­
мый электрод. На его потенциал влияют электростатическое заряжение и адсорб­
ция из раствора.
На металлах, защищенных полупроводниковыми оксидными пленками и хемосорбированным кислородом, возможна электростатическая и обменная хемосорбция. Зависимость сорбции от рН объясняется ионообменными электростатиче­
скими взаимодействиями. При низких рН вследствие потенциалобразующей
сорбции Н -ионов или отщепления ОН~-ионов поверхность приобретает положи­
тельный заряд, что приводит к электростатической сорбции анионов, которые, в
свою очередь, могут обмениваться с другими анионами раствора. При рН > 7 сорб­
ция анионов обусловлена обменом с ОН~-ионами. Сорбция катионов при высоких
рН имеет электростатический характер, при низких — обменный [47].
226

Анализ кинетики сорбции и десорбции Zn, Са, Ро на нержавеющей стали
показал, что сорбция включает в себя по крайней мере три различных процесса со
средними полупериодами 2, 45 и 240 мин. Этими процессами могут быть обмен­
ные взаимодействия Н20—Ме2+, 2Н+—Ме2+, Fe2+—Ме2+ (или диффузия катиона в
глубь оксида), так как на сорбцию влияют рН и концентрации в растворе Fe +-ионов
или других многозарядных (особенно гидролизированных) катионов. Сорбция в
большинстве случаев малообратима. Характер ее определяется и химической при­
родой радионуклида.
Если на поверхности металла защитная оксидная пленка отсутствует, воз­
можно участие в процессе сорбции и самого металла. В этом случае сорбция
радионуклидов может происходить в результате электрохимического обмена
(цементации) или под действием местных электродвижущих сил (ЭДС), возника­
ющих при неоднородности поверхности металла. Наличие включений, загрязне­
ний, дефектов структуры вызывает образование локальных элементов, растворе­
ние металла в анодных областях и осаждение его в катодных. Такого рода
выделения на металлах характерны для радиоактивных изотопов элементов с
высокими положительными электродными потенциалами (Ru, Ро, Ag, Au и др.).
Начальная стадия цементации — сорбция катиона на поверхности металла, за ней
следуют разряд (или перемещение иона по поверхности до энергетически выгод­
ного участка и разряд) и включение в структуру металлического осадка. Скорость
цементации зависит от природы металлов, участвующих в электрохимическом
обмене, их стационарных потенциалов в растворе, состава раствора и температуры.
Общая модель хемосорбции ионов на поверхности металлов такова: сорбция
происходит на однородных участках равномерно неоднородной поверхности при
достаточно сильном взаимодействии сорбента и сорбата. Она представляет собой
процесс активированного обмена ионов, входящих в состав поверхностных соеди­
нений, на ионы раствора, осложненный изменением сорбции при изменении
потенциала металлического сорбента.
Сорбированные формы имеют сложный состав и включают в себя оксо- и гидроксильные группы, катионы металлов и анионы кислот.
Под адгезией понимают прилипание частиц или пленок к поверхности. Адге­
зия относится к поверхностным явлениям и характеризуется определенной проч­
ностью связи.
Загрязнение поверхностей может происходить в результате оседания и адгезии
радиоактивных аэрозольных, твердых и жидких частиц, а также при контакте с
жидкими средами, содержащими коллоиды и взвеси радиоактивных веществ.
Причинами движения частиц к поверхности являются гравитация, броуновское
движение, гидродинамические факторы. Вероятность адгезии зависит от природы,
размера и концентрации частиц, физико-химических свойств среды и поверхности,
интенсивности потока среды и температуры. Скорость адгезии частиц может быть
представлена выражением
dF

_

— =

^CfrWiSi,
i

S*

227

где F— сила адгезии; ci — константа; nt — концентрация частиц; wt — средняя
скорость частиц в направлении, перпендикулярном поверхности; st — вероят­
ность прилипания частицы; / — время.
Адгезионная связь обусловлена дисперсионными взаимодействиями, химиче­
ской связью (молекулярные и электростатические взаимодействия) и капилляр­
ными силами.
Дисперсионная компонента силы адгезии F зависит от формы и размера час­
тиц, расстояния между частицами или частицей и поверхностью:

где А — константа; d — диаметр частиц; f(x) — функция размера частиц и рас­
стояния между ними.
Вклад электростатических сил в работу адгезии наиболее значителен, эти силы
дальнодействующие и возникают вследствие различий электрической проводи­
мости взаимодействующих тел.
Электростатическая компонента силы адгезии
F3

= 471CT3S,

где а э — плотность заряда; S — площадь поверхности контакта частицы с поверх­
ностью.
При адгезии частиц на металлической поверхности возникает донорно-акцепторная связь, сила адгезии составляет несколько ньютонов на квадратный санти­
метр; при адгезии в жидких средах действие капиллярных электростатических
сил почти не проявляется и основной вклад в силу адгезии вносят межмолекуляр­
ные взаимодействия. В жидкостях адгезии частиц препятствуют силы отталкива­
ния, действующие на расстоянии около размера иона и представляющие собой
потенциальный барьер сближению частиц с поверхностью.
По мере приближения частицы к поверхности происходит выдавливание слоя
жидкости из зазора. Тонкие слои жидкости, находящиеся между поверхностями
соприкасающихся тел, оказывают на тела расклинивающее давление, зависящее от
расстояния между поверхностями и сжатия соприкасающихся тел. Расклинивающее
давление противодействует адгезии и зависит от ионной силы раствора. При опре­
деленной пороговой концентрации электролита происходит слипание частиц с
поверхностью (аналогично коагуляции коллоидов). В разбавленных растворах элек­
тролитов адгезия частиц к поверхности растет с увеличением концентрации соли и
валентности катиона. Силы адгезии зависят от рН раствора, наибольшая адгезия
наблюдается в нейтральной среде. В присутствии поверхностно-активных веществ
(ПАВ) адгезия снижается. Шероховатость поверхности также влияет на адгезию.
Повышение температуры приводит к повышению адгезии вследствие возрастания
сил межмолекулярных взаимодействий, но при наличии ПАВ адгезия частиц с рос­
том температуры падает [47]. Адгезия в потоке жидкости зависит от скорости
потока, массы и размера частиц, а также от направления потока.
228

Вслед за сорбцией вещества на поверхности объекта следует диффузия его в
глубь сорбента. При достаточно высокой скорости диффузии радионуклид может
проникать на большую глубину, что приводит к невозможности его полного уда­
ления. Диффузия зависит от природы сорбированного вещества и сорбента, проч­
ности их связи, соотношения атомных масс и размеров, температуры. Основное
уравнение диффузии имеет вид
,2

-г =
dt

D

Ч

2
xdx x

где Ci — концентрация диффундирующего вещества; D — коэффициент диффузии.
Средняя глубина проникновения диффундирующего вещества х может быть
получена по соотношению
х = 2л/о/.
В идеальных твердых телах движущая сила диффузии — градиент концентра­
ции диффундирующего вещества. В реальных телах с разупорядоченной решет­
кой, дефектами структуры движущая сила диффузии — градиент химического
потенциала диффундирующего вещества [47].
Механизм диффузии в твердых телах заключается в миграции атомов и
«дырок» в кристаллической решетке. Диффузионное перемещение осуществля­
ется за счет обмена с соседним атомом или дыркой или же движения через межуз­
ловое пространство. Атомы (ионы) малых размеров преимущественно диффунди­
руют через междоузлия, атомы тяжелых металлов — по вакансиям, их
коэффициенты диффузии ниже. Вакансии могут заполняться атомами основного
вещества (самодиффузия) или инородными атомами (гетеродиффузия). Гетеродиффузия характеризуется эмпирическими соотношениями: диффузионная спо­
собность элемента тем меньше, чем выше температура плавления диффузионной
среды; диффузионная способность обратно пропорциональна растворимости
вещества в диффузионной среде, поэтому коэффициенты самодиффузии при­
мерно на порядок ниже коэффициентов гетеродиффузии; диффузия обычно про­
текает в направлении вещества с большими атомными расстояниями [47].
Наряду с диффузией в решетке всегда протекает поверхностная диффузия по
границам зерен и дислокаций. При низкой температуре скорости этих видов диф­
фузии часто на несколько порядков выше объемной, в то время как при высокой
температуре фактически протекает только объемная диффузия. Свойства атомов
на поверхности отличаются от свойств их в объеме из-за наличия нескомпенсированных связей, избытка свободной энергии и повышенной концентрации дефектов,
поэтому перемещение атомов по поверхности требует меньших энергетических
затрат. Поверхностная диффузия, протекающая быстрее объемной, может привести
к распространению локально сорбированных радиоактивных загрязнений.
Диффузия в оксидах часто осуществляется быстрее, чем в металле, так как
оксиды обычно имеют большую концентрацию дефектов. Тенденция к диффузии
радионуклидов из металла в оксид обусловлена градиентом химического потенци­
ала. Чуждые кристаллической решетке металла радиоактивные примеси будут
229

в основном сконцентрированы в дефектах решетки и поверхностных слоях, осо­
бенно оксидных. Диффузия в объем металла возможна для радионуклидов — изо­
топов металлов, входящих в состав конструкционных материалов ( Fe, Fe, Cr,
Мп и др.).
Если поверхность металла в течение процесса сорбции претерпевает измене­
ния (окисление, коррозию), то могут изменяться сам характер сорбции, прочность
связи, глубина проникновения нуклида в материал и др. В воде, особенно при
повышенной температуре, протекает окисление металлических поверхностей.
Процесс окисления имеет стадии: образование пленки хемосорбированного кис­
лорода; закрепление молекул кислорода на поверхности предыдущего слоя (физи­
ческая сорбция); рост оксидной пленки [47]. Переход хемосорбированной пленки
кислорода в оксидную происходит в результате перестройки атомов металла и
кислорода на поверхности так, чтобы их расположение в пространстве приблизи­
лось к положению их в оксиде. Соотношение параметров решетки металла и
оксида влияет на защитные свойства оксида.
При окислении одновременно протекают три процесса: поступление кислорода
и его ионизация (внешняя поверхность раздела фаз); поступление в оксид металла
и его ионизация (внутренняя поверхность раздела фаз металл — оксид); самопро­
извольный массообмен (за счет диффузии) в толще оксида. Скорость окисления
определяется реакциями на границах фаз и диффузионными процессами.
Окисление стали и ее сплавов происходит в результате перемещения ионов
металла через слой оксида к внешней границе фаз. Окисление сплавов — более
сложный процесс, на который влияют состав сплава, сродство компонентов с кис­
лородом, взаимная растворимость образующихся оксидов.
Коррозия металлов в воде при 200—300 °С приводит к образованию на их
поверхности оксидных пленок. Поверхность, подвергшаяся окислению, коррозии
или травлению, характеризуется более высокой способностью к сорбции.
Если радиоактивному загрязнению подвергается поверхность металла с уже
сформированным оксидным слоем, то вначале происходит сорбция или адгезия
радиоактивных веществ. Вслед за этим протекает диффузия примесей в глубь
оксидного слоя, скорость которой при 300 °С соответствует средней глубине про­
никновения в плотные оксидные слои на 0,02—2,0 мкм за около 1000 ч. При посто­
янном поступлении радионуклидов в поверхностные слои они будут распреде­
ляться в оксидном слое с активностью, убывающей от поверхности в глубь его.
Окисление и радиоактивное загрязнение могут протекать одновременно, как,
например, в случае загрязнения первого контура активированными продуктами
коррозии. Активация нержавеющей стали в первом контуре продолжается более
чем 12 000 ч. Радиоактивное загрязнение распределяется практически равномерно
по всей толщине оксидного слоя.
В зависимости от природы и состояния радионуклида, а также сорбирующей
поверхности в загрязняющей среде процессы радиоактивного загрязнения можно
разделить на несколько типов.
1. Радионуклид менее благороден, чем основной металл, и находится в ионном
или молекулярно-дисперсном состоянии. Радиоактивное загрязнение происходит
вследствие ионообменной (или молекулярной) хемосорбции (первичной или вто230

ричной) на поверхности металла или его оксида. Этот тип загрязнения характерен
для полимерных материалов.
2. Радионуклид более благороден, чем основной металл, и находится в рас­
творе в ионном или молекулярно-дисперсном состоянии. Загрязнение происходит
в результате цементации на свободной от оксидов поверхности металла. Парал­
лельно может протекать ионообменная хемосорбция, соотношение этих процес­
сов определяется значением электродного потенциала в данной среде.
3. Радионуклид находится в растворе в анионной форме. Загрязнение происхо­
дит в результате ионообменной сорбции анионов.
4. Радионуклид имеется в водной среде в коллоидной форме или сорбирован
на посторонних коллоидах или взвесях. Загрязнение поверхности происходит в
результате осаждения или адгезии коллоидных частиц [47].
5. Радиоактивное загрязнение в воздушной среде осуществляется в результате
осаждения и адгезии радиоактивных аэрозольных частиц или физической сорб­
ции газообразных нуклидов.
Наиболее прочная фиксация радионуклидов происходит в двух первых случаях.
Характер радиоактивного загрязнения поверхностей зависит от ионообменных
свойств, электрической проводимости оксидных слоев и их прочности. Фиксации
радионуклидов способствуют процессы диффузии и включение радионуклидов в
кристаллическую решетку сорбента. При загрязнении металлических поверхно­
стей радионуклиды в основном сосредоточены в поверхностных оксидных слоях
и распределяются в них равномерно или со снижением концентрации от поверх­
ности в толщу оксида.
Задача дезактивации состоит в удалении оксидных слоев и коррозионных отло­
жений, содержащих радиоактивные вещества.
Эффективность дезактивации оценивают по значению коэффициента дезактива­
ции, которое определяется по формуле
* д = ЛНач/Лон>

(12Л)

где ^UQU, Avnu — начальная и конечная активности объекта.
НаЧ '

KUH

При больших значениях Кя применяют понятие индекса дезактивации, рассчи­
тываемого по формуле
Da = l g £ = =

1§£д.

( 12.2)

КОН

В случае необходимости акцентировать внимание на эффективности дезактива­
ции растворами ее сравнивают с эффективностью дезактивации за счет предвари­
тельной водной отмывки объекта. При этом индексы активности можно предста­
вить как
Ррас = ^

.

(12-3)

нач

231

pB = 4 a C i i t

(12<4)

нач

Ppac+P,^^^,

(12.5)

нач

где АХ,А2 — активности объекта после дезактивации водой и раствором.
Возможна также оценка эффективности дезактивации с помощью динамиче­
ского коэффициента дезактивации
А
„Д
„ч _
нач
Д ~ д ~~ Л

А
^нач
А~9

кон

доп

/ю/:\
(

}

т

где Алоп — допустимая активность объекта; К — требуемый коэффициент дезак-д

тивации; К д — достижимый коэффициент дезактивации.
При жидкостном способе дезактивации раствор химических реагентов (дезак­
тивирующий раствор) является основной составляющей, взаимодействующей с
загрязненной поверхностью объекта. Существующие дезактивирующие растворы
по их эффективности и назначению можно разделить на три группы: 1) растворы
для удаления нефиксированных и слабофиксированных радиоактивных загрязне­
ний; 2) растворы для удаления прочнофиксированных радиоактивных загрязне­
ний, рыхлых оксидных отложений и травления окисленных металлов; 3) растворы
для удаления плотных оксидных пленок и прочнофиксированных радиоактивных
загрязнений с металлических поверхностей (двух- и многованная дезактивации).
В первую группу входят простые растворы, содержащие ПАВ, комплексообразователи, щелочи, кислоты. Состав растворов второй группы более сложен, они
включают в себя комбинации кислот, комплексообразователей, окислительно-вос­
становительных агентов, ионов-активаторов растворения оксидных пленок метал­
лов. Растворы третьей группы являются комбинациями нескольких рецептур и
предназначены для модифицирования отложений в целях последующей интенси­
фикации их растворения [47].
Способ дезактивации — это комплекс приемов дезактивации с использованием
физических, химических и физико-химических процессов. Способы дезактивации
должны удовлетворять следующим требованиям: 1) обеспечивать эффективное
удаление радиоактивных загрязнений; 2) не вызывать существенной коррозии и
эрозии дезактивируемого материала; 3) количество вторичных радиоактивных
отходов должно быть минимальным.
Существующие способы дезактивации могут быть разделены на три группы:
физико-механические, физико-химические и химические (рис. 12.2). Кроме того,
для металлических радиоактивных отходов эффективным способом дезактивации
является переплав.
При использовании сухих и жидкостных физико-механических способов уда­
ляют слой материала вместе с загрязнением или только слабофиксированные
загрязнения. Применение химических способов в сочетании с физическими и
232

Химические

1
Жидкостные
с растворами
химических
реагентов

Физико-химические г

1Маложидкостные

Водные, паровые

Дезактивация
пастами,
суспензиями,
расплавами

Пенный

i

Ультра­
звуковой

Дезактивация
съемными
покрытиями

Сорбционный

i

1

Сухие

Водоструйный

Закуумирование

Механически!

Гидро­
абразивный

Обдув
потоком газа

Термический

Паро­
струйный

Абразивный
обдув

Ионноплазменный

1
Электрохимический

17аровая дезактивация
L
1 сх.имическими пеагентями

Погружной

^лруг

J

i

1
Погружной
(ванный)

Физико-механические

С выносным
кате>Д01У[

Струйный
с раствором
химических
реагентов

i
Дезактивация
перегретым паром

Рис. 12.2. Способы дезактивации [47]

физико-химическими процессами наиболее эффективно и позволяет удалять (при
использовании соответствующих растворов) все виды загрязнений.
Сухие способы дезактивации (вакуумирование, обдув) относятся к физикомеханическим способам и предназначены для очистки от нефиксированных
радиоактивных загрязнений (радиоактивных частиц, пыли и др.). При механиче­
ской и термической обработке удаляется поверхностный слой материала вместе с
содержащимися в нем радиоактивными загрязнениями. Эти способы обладают
высокой эффективностью, но вследствие больших потерь материала применяются
для грубообработанных поверхностей или в целях использования очищенного
металла в качестве вторичного сырья.
Механическую дезактивацию используют для пористых и непористых матери­
алов (дерево, бетон, металлы). Необходимый съем материала определяется глуби­
ной проникновения радиоактивных загрязнений. Поверхностный слой металла
может быть снят режущим инструментом, шлифованием, крацеванием. Для неме­
таллических материалов применяют скалывание или соскабливание поверхност­
ного слоя.
Крацевание — очистка поверхности эластичными щетками (капроновыми, про­
волочными) вручную или с помощью специальных приспособлений. Проволоч­
ные щетки используют для очистки стальных деталей и сварных швов, капроно­
вые — для удаления слабой ржавчины и поверхностных загрязнений; глубина
съема металла составляет 0,01—0,5 мм. Механические способы дезактивации
универсальны, эффективны, при их применении образуется мало отходов, но
потери материала велики.
При обдуве потоком воздуха или газа очищается поверхность от аэрозольных и
пылевидных загрязнений. Чтобы удалить частицы размером 2,5—5 мкм, скорость
воздушного потока должна быть в пределах 150—500 м/с. Эффективность дезак­
тивации невысока (КД «10).
233

Для удаления пылевидных радиоактивных загрязнений с пористых и непорис­
тых материалов применяют вакуумироваиие. При этом коэффициент KR обычно
невелик и при простом отсасывании пыли составляет 2—8. Способ прост, при его
использовании не разрушается поверхность, не происходит вторичного загрязнения,
но он малоэффективен. Применяют его обычно как первую ступень дезактивации.
Абразивный обдув заключается в воздействии на поверхность струи воздуха,
содержащей абразивные частицы. Это быстрый и эффективный метод снятия
слоя материала с поверхности и удаления загрязнений. Преимущества абразив­
ного обдува заключаются в универсальности и возможности регулирования глу­
бины съема материала. Недостатками этого способа являются образование
радиоактивной пыли, возможность внедрения абразивных частиц в материал и
эрозия поверхности.
Воздействие абразива на поверхность зависит от его твердости, размера час­
тиц, способа и скорости подачи на поверхность. Крупнозернистые абразивы
деформируют поверхность, мелкозернистые — почти не повреждают ее, но
эффективность их ниже. Минеральные абразивы (песок, минералы) достаточно
тверды, но хрупки и быстро разрушаются, образуя много пыли. Наибольший съем
металла дает карбид кремния. Электрокорунд и кварцевый песок менее эффек­
тивны. В качестве абразивов для дезактивации предложено использовать частицы
льда, твердой углекислоты или В 2 0 3 . Эти абразивы легко удаляются с поверх­
ности, В 2 0 3 растворим в воде, что облегчает переработку отходов.
Эффективность абразивного обдува зависит от давления струи и угла наклона
ее к поверхности, оптимальный угол наклона составляет 35—40°. Обработку пес­
ком легированной стали проводят при избыточном давлении 0,6 МПа, черной
стали — при 0,4 МПа.
Термическая дезактивация заключается в нагревании дезактивируемого обору­
дования на воздухе до 600—800 °С или в газовой окислительной среде (0 2 , S0 2 ,
N0 2 ). Варианты термической дезактивации — обработка поверхностей высоко­
температурным воздушным или газовым потоком. Дезактивация основана на том,
что радиоактивные загрязнения обычно сосредоточены в поверхностном слое
металла и при его окислении переходят в окалину, которую затем удаляют. Досто­
инства метода — отсутствие жидких отходов и ручных операций, недостатки —
высокий съем металла, большой расход энергии, необходимость дополнительной
операции по удалению окалины. Испарение летучих радионуклидов обусловли­
вает особые требования к очистке отходящих газов.
Разновидностью способа термической дезактивации является переплавка
металлов (например, свинца или стали). При плавлении металла к нему добав­
ляют смесь легкоплавких оксидов (30 % А1203, 30 % Si0 2 , 40 % СаО) и выдержи­
вают расплав в течение 20 мин. Шлак, содержащий радиоактивные примеси, уда­
ляют с поверхности. Поскольку температура достигает 400—700 °С, возможно
загрязнение атмосферы летучими радионуклидами. Остаточная удельная актив­
ность загрязнения металла не превышает (1 -гЗ) • 10" мкКи/г, КД = бОн-90.
При ионно-плазменном способе дезактивации поток заряженных частиц
(плазмы, протонов, ионов), падающий в вакууме на поверхность, вызывает десорб234

цию атомов поверхностного слоя. Энергия ионов (например, Аг) должна состав­
лять около 100 эВ. При высокой интенсивности пучка может быть удалено
несколько монослоев.
Способы дезактивации с применением воды и пара. При использовании водо­
струйного способа направленная струя воды под давлением удаляет с поверх­
ности дисперсные загрязнения, окалину вследствие гидравлического и термиче­
ского действий струи. Эффективность очистки зависит от энергии удара струи,
т.е. от ее скорости и давления. Для проявления скалывающего действия необхо­
дима высокая скорость струи — в пределах 20—25 м/с. С уменьшением расстоя­
ния от поверхности возрастают давление струи на поверхность и эффективность
дезактивации; оптимальный угол наклона струи к поверхности равен 30—45°.
Температура воды играет менее существенную роль, но из-за потерь тепла в струе
подаваемая вода должна иметь температуру около 80 °С. Существенным парамет­
ром является расход воды.
Водоструйный способ применяют для дезактивации стен зданий, корпуса
реактора, внутренних и наружных поверхностей резервуаров, контейнеров и т.п.
Промывку потоком горячей воды под давлением используют для дезактивации
парогенераторов, теплообменников и др. При дезактивации стен здания от аэрозольных загрязнений струей воды (производительность — 0,4—1,9 м /мин, расход —
9

примерно 38 л/м ) KR изменяется от 17 до 67. Водоструйная обработка внутрен­
них поверхностей емкости для хранения жидких радиоактивных отходов (произ3

2

водительность — 0,12—0,2 м /мин, расход — 15 л/м ) менее эффективна: КА =
= 2,5+3,3.
Недостатки водоструйного метода — низкая эффективность удаления прочнофиксированных загрязнений, большой расход воды, а следовательно, объем ЖРО.
Более эффективны высокоскоростные струи, но соответствующие технические
средства значительно сложнее и дороже.
Гидроабразивная обработка обеспечивает удовлетворительную дезактивацию,
удаление ржавчины, краски и менее повреждает поверхность, чем сухой абразив­
ный обдув. Интенсивность обработки зависит от содержания абразива в смеси,
наиболее эффективны суспензии с содержанием абразива около 50 % (по массе).
При гидроабразивной обработке можно добиться удаления с поверхности слоя
толщиной не более 25 мкм, однако наличие крупных частиц в смеси приводит к
эрозии поверхности, а для дезактивации смесью с мелкими частицами необхо­
димо высокое давление, что усложняет аппаратуру. Применение в качестве абра­
зивов частиц твердой углекислоты, В 2 0 3 или льда, подаваемых струей воды,
облегчает переработку отходов. Для предотвращения коррозии металла в воду
часто вводят ингибиторы коррозии и пассиваторы.
Для гидроабразивной обработки характерны недостатки, присущие водоструй­
ному способу и абразивному обдуву: большое количество отходов, возможность
повреждения поверхности и распространения радиоактивных загрязнений.
Паровая дезактивация более эффективна, чем водоструйный способ, вслед­
ствие относительно высокой температуры пара (около 180 °С). При дезактивации
паром сокращаются время обработки и объем ЖРО, но повышается опасность
распространения радиоактивных загрязнений. При удалении с поверхности стали
235

пылевидных загрязнений обработкой паром (0,15 МПа) Кд достигает 40 за 15 с;
при дезактивации помещений бассейна выдержки Кд = 1,2-5-2,5.
При использовании химических и физико-химических способов дезактива­
ции основным средством воздействия на загрязненную поверхность является
дезактивирующий раствор или другая среда, содержащая химические реагенты.
Погружная дезактивация — один из наиболее простых и эффективных спосо­
бов, заключающийся в погружении дезактивируемого изделия в ванну с раство­
ром. Этим способом можно дезактивировать изделия различных конфигурации и
габаритных размеров. Основной эффект достигается вследствие химического воз­
действия дезактивирующего раствора на радиоактивные загрязнения и коррозион­
ные отложения. Эффективность возрастает при перемешивании или циркуляции
раствора и повышении температуры. Погружной способ используют для дезакти­
вации съемного контурного оборудования, оснастки, арматуры, инструмента. При
дезактивации парогенераторов, теплообменников применяют заполнение их
дезактивирующим раствором с помощью специальных средств. Недостаток спо­
соба — большие расход растворов и объем ЖРО.
Пенную дезактивацию используют для создания достаточного объема дезакти­
вирующей среды в случае дезактивации больших емкостей, при этом сильно
сокращаются расход раствора и объем ЖРО. Этим способом дезактивируют также
трубопроводы и транспортные средства.
Пена — дисперсная система, состоящая из пузырьков газа, разделенных плен­
ками жидкости. В качестве пенообразователей применяют ПАВ, преимущест­
венно ионогенные (алкилсульфонаты, алкилсульфаты). Пена за счет своей кинети­
ческой энергии дробит пленки загрязнений, отрывает частицы от поверхности.
Жидкость из пены при ее частичном разрушении смачивает поверхность, толщина
слоя жидкости достигает 3 мкм. При выборе соответствующего состава раствора
можно добиться удаления не только адгезионных частиц, но и прочнофиксированных радиоактивных загрязнений. Моющий эффект возрастает за счет механи­
ческого действия разрушения и слияния пузырьков. Эффект всасывания загрязне­
ний в пену усиливается при ее механическом перемешивании (растирании
щетками, барботировании).
Для стабилизации пены и улучшения удерживания радиоактивных загрязнений
в пену вводят стабилизаторы и водоумягчающие средства: карбоксиметилцеллюлозу, производные крахмала, фосфаты. Эффективность дезактивации возрастает
при повышении температуры пены, что достигается подачей теплого воздуха на
ее образование.
Для разрушения пены применяют струи воды, обдув воздухом или механиче­
ские и физические способы. Можно также подобрать композиции, образующие
пену при нагревании с разрушением ее при охлаждении.
Пеной растворов HN03 и Н2С204 эффективно удаляются радиоактивные
загрязнения из трубопроводов. Коэффициент КД при обработке пеной растворов
НАЮ3 выше, чем при погружной дезактивации в растворах HN03: при пенном
способе КД может достигать 100.
Пенная дезактивация имеет некоторые недостатки: высокое содержание ПАВ
может вызвать затруднения при переработке жидких отходов; известные пенооб­
разователи взаимодействуют с КМп04, что не позволяет применять двухванныи
236

способ. Однако предложены неионогенные ПАВ на основе продукта конденсации
формальдегида и фенола, совместимые с окислителями. Это позволяет проводить
обработку пеной растворов КМп04.
Дезактивация пастами и суспензиями. В технике для очистки металлов иногда
применяют травильные пасты. Паста может находиться в контакте с поверхно­
стью длительное время (1—3 ч). В состав паст входят травильные агенты (НС1,
HF), ингибиторы коррозии, наполнители и загустители. Пасты применяют и для
очистки полимерных покрытий; в состав очищающих и дезактивирующих паст
входят ПАВ (анионоактивные), комплексообразователи (полифосфаты, оксалаты,
цитраты, трилон Б), наполнители (каолин, бентонит и др.), загуститель (карбоксиметилцеллюлоза).
Хорошие результаты по дезактивации стали получены при использовании
пасты, содержащей смесь НС1, HF и HN0 3 (табл. 12.1).
Материалы, применяемые как наполнители или носители, должны быть инер­
тны по отношению к травильным агентам. Оптимальна композиция, в составе
которой имеются гранулированный полиэтилен и Ti0 2 . Для удаления прочнофиксированных локальных загрязнений применяют пасты с абразивами. Например,
используют абразив, содержащий (в массовых долях): карбид кремния — 30; бен­
тонит — 40; глицерин — 30; воду — 20; в состав вводят также ПАВ и комплек­
сообразователи. Наилучшие результаты получены при применении паст с неионогенным детергентом Alfenol-Ю, из комплексообразователей наиболее эффективны
цитраты и полифосфаты. Оптимальная концентрация в пасте Alfenol-Ю состав­
ляет 1 %, полифосфатов или цитратов — 2—5 %. При дезактивации стали, загряз­
ненной Со, с помощью этой пасты Ка составил 4—5,5.
Иногда прибегают к дезактивации с помощью дисперсных материалов, пропи­
танных дезактивирующим раствором. Так, при ликвидации аварийной утечки газа
из первого контура использовали обработку опилками, пропитанными раствором
следующего состава, %: ПАВ — 5, Na 2 HP0 4 — 5, синтрона — 5, карбоксиметилцеллюлозы — 3. При удалении нефиксированных загрязнений после монтажных
работ Кл= 100-3-1000.
Достоинства способа дезактивации пастами — высокая эффективность, воз­
можность удаления локальных загрязнений без распространения их по поверх­
ности, отсутствие жидких отходов. Недостатки заключаются в трудоемкости нане­
сения и удаления паст, использовании ручного труда.
Таблица 12.1. Коэффициент дезактивации стали при обработке травильной
и дезактивирующей пастами в течение 1 ч
Коэффициент дезактивации
Объект дезактивации

Паста

144

Се

Необработанная сталь

Травильная
Дезактивирующая

Сварной шов

Травильная
Дезактивирующая

106

Ru

60

Со

5,6

1,8

2,2

1000

83

143

5,3

1,85

2,2

41,7

40

21,7

237

Для дезактивации применяют также суспензии, содержащие мелкодисперсные
сорбенты. Назначение этих сорбентов состоит в поглощении радионуклидов из
раствора для увеличения срока его действия и непосредственного перевода радио­
активных веществ в твердые отходы. Дезактивирующий раствор при этом содер­
жит ПАВ, соли и комплексообразователи.
Сорбционная дезактивация. Дальнейшее совершенствование способа дезакти­
вации суспензиями привело к созданию «сухого» способа дезактивации с исполь­
зованием сорбентов. Этот способ заключается в обработке поверхности неболь­
шим количеством разбрызгиваемого раствора с последующим покрытием ее
слоем порошкообразного впитывающего сорбента. Сбор сорбента осуществляют
вакуумированием. Дезактивирующий раствор вместе с десорбированными радио­
активным загрязнениями впитывается сорбентом и поступает в твердые отходы. В
случае необходимости сорбент можно регенерировать.
При обработке раствором с сорбентом радиоактивное загрязнение распределя­
ется в системе поверхность — раствор — сорбент в соответствии со значениями
коэффициента дезактивации для раствора КРД и сорбента КСД. Введение сорбента
в дезактивирующий раствор равносильно сокращению его объема. В присутствии
сорбента в сравнительно небольшом объеме раствора можно получить максималь­
ный эффект дезактивации, при этом радиоактивное загрязнение будет фиксиро­
вано в сорбенте в соответствии со значением КСД.
Эффективность сорбционного способа существенно зависит от дезактивирую­
щих свойств раствора, а также от устойчивости сорбента в дезактивирующей
среде. Окислительные растворы не применяют, так как большинство сорбентов в
них разрушается. При оптимальном соотношении количеств сорбента и раствора
можно добиться практически полного удаления слабофиксированных радионук­
лидов при отсутствии жидких отходов. Недостатком способа является малая
эффективность удаления прочнофиксированных загрязнений.
Способ дезактивации съемными полимерными покрытиями заключается в
нанесении на загрязненную поверхность композиции, содержащей полимер, ПАВ
и комплексообразователи. Нанесенное покрытие через некоторое время высыхает
и затвердевает, превращаясь в эластичную пленку, легко удаляемую вместе с
загрязнением. Дезактивация достигается вследствие взаимодействия с радиоак­
тивным загрязнением химических компонентов полимерного раствора с последу­
ющим включением загрязнения в твердеющую пленку, которая фиксирует и лока­
лизует загрязнения, предотвращает распространение их по поверхности и
усиливает эффект дезактивации. Этот способ также применяют для защиты
поверхностей оборудования и помещений перед проведением работ, при которых
возможно радиоактивное загрязнение.
В качестве пленкообразующих используют водорастворимые полимеры типа
поливинилового спирта (ПВС), поливинилацетатной эмульсии (ПВА), латекса.
Дезактивирующими компонентами являются щавелевая, лимонная, азотная кис­
лоты, цитрат и ацетат Na, трилон Б. При дезактивации полимерными покрытиями
поверхностная активность снижается более чем на 90 % (табл. 12.2).
Эффективность дезактивации окрашенных поверхностей и стали композици­
ями на основе водорастворимого латекса, детергентов и комплексообразователей в
случае аэрозольных загрязнений высока: КД = 40+200.
238

Таблица 12.2. Эффективность дезактивации растворами и пленкообразующими композициями
Снижение активности, %, при использовании
пленкообра­
зующих
композиций

раствора
HN03 (0,5 %)

раствора
Н2С204 (0,2 %) +
+ Н3С/7 (0,3 %)

раствора
ГМФН (1 %) +
+ Na3O7(0,5%)

Пленка из поливинилхлорида

99,5

96

99,5

99

Масляная

99,6

96

98

98

95

80

85

30

Поверхность

Углеродистая сталь

Примечания: 1. Обработка дезактивирующим раствором проводится в течение 15 мин, пленка наносится
на 4—8 ч, температура 20 °С.
2. ГМФН — гексаметафосфат натрия.

Целесообразно применять быстросохнущие покрытия на основе сополимера
поливинилхлорида (ПВХ) и винилацетата или ПВС в присутствии добавок, при­
дающих пленкам эластичность и улучшающих адгезию к поверхностям. Удалять
пленки рекомендуется через 2—3 ч после их высыхания. При проливе теплоноси­
теля быстрая дезактивация осуществляется с помощью легкосъемных покрытий,
наносимых на защитные. При этом Кд = 200-г-350.
Достоинства дезактивации твердеющими покрытиями — простота примене­
ния, фиксация и локализация радиоактивных загрязнений; отсутствие жидких
отходов; небольшой объем твердых отходов. Недостатки этого способа — низкая
эффективность удаления прочнофиксированных загрязнений; необходимость пре­
дотвращения распространения загрязнений при нанесении покрытий.
Дезактивация расплавленными солями. Смеси расплавленных солей (NaCl / КС1 /
/А1С13; NaOH/KOH/Na 2 0 2 ; NH 4 H 2 P0 4 и др.) обеспечивают эффективную дезак­
тивацию и удаление плотных оксидных пленок в результате химического воздей­
ствия компонентов расплава, при этом ЖРО отсутствуют. Применение расплавов
лимитируется коррозионным и термическим воздействиями расплавленных солей.
Этот способ используют только для дезактивации металлических поверхностей.
Наиболее удобны и эффективны расплавы фосфатов NH 4 H 2 P0 4 , КН 2 Р0 4 и их
смеси. Температура наносимого расплава составляет примерно 280 °С, время кон­
такта — 15—45 мин. Значение коэффициента КЛ стали, загрязненной Со, Ru,
Се, при использовании хлоридных расплавов составляет 25—160, щелочных
расплавов — 15—40, фосфатных расплавов — 43—250 и смеси фосфатов —
140—1000.
Дезактивация растиранием раствора — простой, универсальный и распро­
страненный способ. Он позволяет дезактивировать труднодоступные участки и
оборудование сложной конфигурации, но при его использовании требуется приме­
нение ручного труда в радиационно опасных условиях. Удаление радиоактивных
загрязнений осуществляется дезактивирующим раствором в сочетании с механи­
ческим воздействием щетки. Горячий раствор наносят на поверхность и расти­
рают по ней в течение 15— 30 с, выдерживают пленку раствора на поверхности
10—30 мин и затем смывают водой. Для дезактивации применяют растворы кис­
лот и щелочей, а также двухванный способ.
Эффективность дезактивации зависит и от расхода раствора. Способ позволяет
удалять слабо- и прочнофиксированные загрязнения. При дезактивации полов и
239

стен помещений двухванным способом Кд = Юн-15, деталей из нержавеющей
стали (приводы кассет СУЗ, штанги, арматура, шпильки реактора) Кд = 5н-20. Для
гладких поверхностей ротора ГЦН (хромистая сталь) К = 10 ч-50.
Струйная дезактивация. Струя раствора под давлением производит на поверх­
ность одновременное химическое, физическое и термическое воздействия при
постоянном обновлении раствора. При использовании струйной дезактивации
удаляются рыхлые и плотные отложения с металлов и защитных покрытий. Этот
способ имеет ряд преимуществ: малые длительность и трудоемкость процесса
дезактивации; применение менее концентрированных растворов; возможность
механизации процесса; при замкнутой циркуляции раствора достигается сниже­
ние объемов вторичных ЖРО в 10—15 раз. Недостатком способа является значи­
тельная стоимость.
Оптимальные параметры способа такие же, как и при водоструйной обработке.
Уменьшение пенообразования достигается подбором эффективных, но слабовспенивающихся ПАВ или введением пеногасителей. Для дезактивации струйным
способом применяют различные растворы, представленные в табл. 12.3.
Паровая дезактивация с использованием растворов химических реагентов
является эффективным способом, при применении которого образуется неболь­
шое количество вторичных ЖРО.
Пароэмульсионный способ заключается в подаче горячего дезактивирующего
раствора с помощью насыщенного пара под давлением. Струя пара, содержащая
раствор в виде эмульсии, направляется на поверхность. Температура раствора при
соприкосновении с поверхностью снижается до 50—80 °С. Дезактивация достига­
ется в результате гидродинамического действия пароэмульсионной струи и хими­
ческого воздействия постоянно обновляющегося слоя горячего конденсата, обра­
зующегося на поверхности. Пароэмульсионным способом удаляют слабо- и
прочнофиксированные загрязнения, рыхлые отложения и оксидные пленки метал­
лов. На эффективность дезактивации пароэмульсионным способом влияют
состав, температура дезактивирующего раствора и интенсивность его обновления,
параметры механического воздействия пароэмульсионной струи.
Степень механического воздействия зависит от равномерности распределения
по факелу и дисперсности капель парорастворимой смеси, давления пара, рассто­
яния от поверхности и угла наклона струи к поверхности. Ударная сила струи
представляет собой функцию массы раствора. Поэтому расход раствора в большей
мере влияет на дезактивацию, чем давление пара. Оптимальный расход раствора
составляет 1,2 л/м , давление пара на входе — 0,4 МПа. Нефиксированные и слабоТаблица 12.3. Эффективность дезактивации при использовании струйного способа
Объект дезактивации

Состав раствора

Режим дезактивации

Транспортные
контейнеры

Раствор лимонной кислоты
или NaOH

90 °С;
7,5 МПа

50—100

Камеры

2,5 % NaOH + 1 % KMn0 4

1МПа,
расход раствора 113 кг/мин

2—5

10 % ЬШ03 + 0,5 % ГМФН + 0,5 %;
Н 2 С 2 0 4 + 0,1 % сульфонала

70 °С; 0,3—0,6 МПа; 1 ч;
2
расход раствора 15 л/м

200

Емкости для хране­
ния ЖРО
240

*д

фиксированные загрязнения с различных поверхностей удаляют растворами,
содержащими ПАВ, ГМФН и щавелевую кислоту. Для дезактивации углеродистой
стали и удаления с нее оксидных отложений используют двухванный метод. При
дезактивации нержавеющей стали применяют двухванный метод с использованием
кислого восстановительного раствора (HN0 3 , Н 2 С 2 0 4 ), содержащего 0,2 % NaF.
Пароэмульсионный способ универсален, имеет высокую эффективность и про­
изводительность, при его использовании сокращается объем ЖРО. Недостатком
его является возможность распространения радиоактивных аэрозолей. Этот спо­
соб рекомендуется для дезактивации поверхностей помещений и оборудования
АЭС, пола и стен центрального зала, поверхностей баков, емкостей, бассейнов.
Для очистки внутренних поверхностей аппаратов, контейнеров, бассейнов и
других больших емкостей целесообразно использовать насыщенный пар, активи­
рованный химическими реагентами, например азотной или органическими кисло­
тами. Дезактивация осуществляется при химическом воздействии тонкой пленки
стекающего конденсата. Этот способ позволяет резко сократить объем ЖРО, но
эффективность его невысока [47].
Эффективность дезактивации может быть существенно повышена при использо­
вании перегретого пара. Насыщенный пар (0,3—1 МПа) перегревают до 200—
500 °С и впрыскивают в него дезактивирующий раствор. Количество раствора
должно быть таково, чтобы он полностью перешел в паровую фазу. Парогазовая
смесь с температурой 150—250 °С поступает в замкнутый объем и конденсируется
на поверхностях. Если поддерживать избыточное давление в дезактивируемой
емкости, то конденсация будет происходить при температуре выше 100 °С и процесс
интенсифицируется. Эффективность дезактивации сравнима с эффективностью
погружного способа, но количество вторичных ЖРО снижается в 20—30 раз. При
дезактивации искусственно загрязненных образцов из нержавеющей стали 0,5 %-ным
раствором Н 2 С 2 0 4 и раствором, содержащим НАЮ3 (5 %) и NaF (0,2 — 4 %), полу­
чены близкие значения Кд. При дезактивации первым раствором при погружном
способе KR = 7,6-ИЗ, при использовании перегретого пара Кд = 6,5-И5, при дезак­
тивации вторым раствором Кд = 98-ь 180 и 12-^280 соответственно.
Дезактивация поверхности металла возможна также с помощью водяной струи,
подаваемой под большим давлением. При этом в воду можно добавлять дезакти­
вирующие химические добавки.
Подобным же способом, но уже относящимся к механической дезактивации
металлических объектов является процесс абразивной очистки, когда на дезактивиру­
емый объект вместе со струей пара, сжатого воздуха или воды со скоростью около
300—400 м/с подаются фракции песка, карборунда, глинозема или металлические
опилки, при этом обеспечиваются удаление поверхностного активного слоя металла и
высокий (до 200—300) коэффициент дезактивации. Недостатками абразивного
способа дезактивации являются возможная заметная локальная эрозия поверх­
ности объекта и образование больших объемов радиоактивных аэрозолей ЖРО.
Ультразвуковая дезактивация. Распространение ультразвуковых (УЗ) колеба­
ний в жидкости сопровождается рядом механических, физических и химических
явлений, способствующих удалению загрязнений с поверхностей. Ультразвуковые
колебания создают в жидкости нерегулярное поле с разрывами сплошности среды
и вызывают кавитацию, акустические потоки, которые оказывают физическое воз241

действие на процесс очистки и усиливают химическое взаимодействие моющего
раствора и загрязнений.
Главным фактором, способствующим разрушению поверхностных пленок
загрязнений, является кавитация. Ультразвуковое поле создает в жидкости пере­
менные давления (чередование сжатия и разрежения). Давление внутри колеблю­
щейся жидкости в фазе разрежения может падать ниже упругости пара жидкости,
она разрывается, возникают пустоты (пузырьки). Амплитуда звукового давления,
при которой жидкость разрывается, называется порогом кавитации. Для лишен­
ной газа дистиллированной воды порог кавитации составляет примерно 28 МПа,
для загрязненных жидкостей — значительно меньше вследствие присутствия
зародышей кавитации. Пузырьки, схлопываясь при увеличении давления (фаза
сжатия), создают мощные импульсы давления, вызывающие кавитационные раз­
рушения на поверхности твердых тел. В воде при 25 °С, частоте колебаний 20 кГц
и амплитуде звукового давления 9,8 МПа парогазовая смесь сжимается до давле­
ния 300 МПа и нагревается до температуры более 5000 °С за время 40 мкс.
Кавитация способствует удалению поверхностных загрязнений, перемешива­
нию раствора у поверхности раздела фаз, растворению осадков вследствие дис­
пергирования частиц.
Число и размеры кавитационных пузырьков и эффективность УЗ-очистки зави­
сят от многих параметров, главные из которых интенсивность ударных волн, зву­
ковое давление, частота колебаний, физические свойства жидкости (вязкость,
плотность, температура, газосодержание), статическое давление. При увеличении
частоты колебаний происходит уменьшение размеров пузырьков, интенсивность
ударных волн падает, а порог кавитации повышается, усиливаются акустические
потоки. При высокой частоте кавитационное поле становится более равномерным
и появляется возможность очистки на значительном расстоянии от излучателя.
При низкой частоте эффективность очистки падает из-за появления крупных пуль­
сирующих пузырьков, не создающих мощных импульсов давления. Оптимальная
для очистки область — интервал частот 18—40 кГц.
Звуковое (акустическое) давление на границе излучателя и жидкости в УЗустановках для очистки составляет (2н-18) • 10 Па. С повышением звукового дав­
ления увеличиваются число пульсирующих пузырьков и объем кавитационных
пузырьков, при оптимальном соотношении этих показателей эрозионная актив­
ность жидкости максимальна [47].
Интенсивность ультразвукового поля / (мощность, приходящаяся на единицу пло­
щади поверхности излучателя) связана со звуковым давлением р соотношением
2рс'

где р — плотность среды; с — скорость звука.
Сила взрыва кавитационных пузырьков и очищающий эффект пропорцио­
нальны интенсивности. Оптимальная интенсивность УЗ-поля для очистки в диапазоне частот 18—25 кГц в водных растворах составляет 0,5—3 Вт/см . Макси­
мальная дезактивация наблюдается при удельной мощности преобразователя
1,3—1,7 Вт/см . Предел эффективной интенсивности зависит от состава очищаю­
щего раствора. Так, в щелочном растворе КМп0 4 кавитация прекращается при
242

интенсивности 2,0 Вт/см2 (частота 20 кГц). При интенсивности ниже 1 Вт/см2
(докавитационный режим) эффективность дезактивации близка к значениям,
наблюдаемым при интенсивном перемешивании раствора.
Эффективность УЗ-дезактивации зависит от состава моющего раствора. Для
улучшения очистки следует дегазировать дезактивирующие растворы (предвари­
тельная обработка УЗ, кипячение). При введении ПАВ Кд повышается незначи­
тельно, но длительность дезактивации резко сокращается, эффективность выше
при низкой интенсивности УЗ-поля (до 1 Вт/см2). Сильное пенообразование при
наличии ПАВ затрудняет обработку и приводит к рассеянию УЗ-колебаний.
Эффективность УЗ-дезактивации повышается в присутствии электролитов. Комплексообразующие вещества (ГМФ, ЭДТА и др.) также ускоряют УЗ-дезактивацию.
При УЗ-травлении металлов скорость очистки возрастает в 50—100 раз, а концен­
трация кислоты может быть значительно ниже, чем при химическом травлении.
Для УЗ-дезактивации используются и окислительно-восстановительные рас­
творы (двухванный способ), причем время обработки сокращается в 3—4 раза.
Повышение эффективности химического воздействия растворов и особенно рас­
творов окислителей объясняется тем, что в УЗ-поле ускоряются реакции окисле­
ния. Воздействие УЗ-колебаний зависит также от характера радиоактивного
загрязнения: если радиоактивность сосредоточена на поверхности в рыхлых отло­
жениях, то применение УЗ-способа существенно ускоряет очистку. Если же
радиоактивные загрязнения находятся в плотных химически стойких оксидных
пленках, воздействие УЗ-колебаний малоэффективно.
Электрохимическая дезактивация. Один из способов интенсификации дезакти­
вации — использование электролитических процессов. Применение электрохими­
ческой дезактивации позволяет уменьшить продолжительность процесса, расход
реагентов и количество жидких отходов, улучшить качество обработки.
При катодной поляризации происходит частичное или полное восстановление
оксидных пленок на металлах. Выделяющийся при катодной поляризации водород
интенсифицирует процесс разрушения оксидной пленки, но одновременно может
поглощаться металлом (наводороживание), что приводит к его охрупчиванию.
Дезактивация методом катодного травления связана с опасностью вторичного
загрязнения поверхности, особенно радионуклидами, имеющими положительные
электродные потенциалы.
При анодной поляризации происходит растворение тонкого поверхностного
слоя металла вместе с находящимися в нем радиоактивными загрязнениями.
Режим и характер анодного растворения зависят от природы металла, состава рас­
твора, значения поляризации. При малой анодной поляризации (и хорошей рас­
творимости продуктов реакции) происходит активное растворение металла (трав­
ление). Эта область имеет характерные особенности: 1) скорость растворения
отдельных зерен различна (структурное травление); 2) металл переходит в рас­
твор в виде ионов низшей валентности. Дезактивация металлов, загрязненных
изотопами таких благородных элементов, как Au, Ru, Ро, Те и другие, в этой
области может быть неэффективна [47].
При увеличении анодной поляризации скорость растворения металла резко
падает, наступает пассивация его, сохраняющаяся в довольно широкой области
разности потенциалов. Для электрохимической дезактивации эта область мало243

перспективна. Дальнейшее смещение разности потенциалов в положительную
сторону может привести снова к повышению плотности тока и скорости раство­
рения. Образуется область перепассивации, или транспассивная. Для этой области
характерны: 1) переход металла в раствор в виде ионов высшей валентности; 2) в
определенных условиях при соответствующей плотности тока полирование
поверхности металла (электрополирование).
Механизм электрохимического полирования металлов сложен: происходят рас­
творение поверхностного слоя металла на участках химических и структурных
неоднородностей и сглаживание микрошероховатостей. Образующаяся при анодной
поляризации оксидная пленка при высокой плотности тока (5—50 А/дм ) растворя­
ется в электролите. В качестве электролитов для электрополирования используют
концентрированные растворы H 3 P0 4 , H 2 S0 4 , СЮ 3 , практикуется введение ПАВ и
органических веществ.
Разработан способ дезактивации объектов с помощью фреона-113. В основу
способа положены как механическое воздействие на объект скоростного потока
фреона-113, подаваемого при давлении до 25 МПа, так и его растворяющее дей­
ствие. Метод эффективен при очистке объектов от масел и веществ, растворимых
в органических растворителях. К достоинствам метода относятся возможность
повторного использования фреона и незначительные объемы вторичных РАО.
Однако метод относительно дорог и экологически небезопасен, а размеры дезак­
тивируемых объектов ограничены.
12.1.2. Дезактивация ТРО и оборудования энергоблоков
с реакторами на быстрых нейтронах

При эксплуатации ядерных установок с жидкометаллическим теплоносителем
и исследовательских петель с циркулирующим Na часто возникает задача демон­
тажа отдельных узлов, сборок, оборудования в целях их обследования, ремонта
или замены. Из реакторного оборудования дезактивации подвергаются насосы
первого контура, парогенераторы и теплообменники, холодные ловушки, баки для
перевозки Na и петли реактора. Особого внимания заслуживает проблема удале­
ния Na с поверхностей малогабаритных узлов и деталей (механизмов перегрузки
и регулирующих стержней, арматуры, вентилей, датчиков).
Безопасность демонтажа оборудования обеспечивается работой в инертной
атмосфере. Узлы транспортируют и хранят в атмосфере сухих инертных газов.
Демонтируемый узел после стекания Na (при 200—280 °С) охлаждают до нор­
мальной температуры, накрывают полиэтиленовым чехлом, продуваемым арго­
ном, и герметизируют. Далее узел в чехле переносят в секцию для очистки.
На поверхностях оборудования, работавшего в контакте с Na, обычно остается
пленка Na толщиной 0,05—0,5 мм. Кроме того, для некоторых видов оборудо­
вания не предусмотрен полный дренаж Na (остаточное количество его может
составлять 15—30 кг). Положение осложняется, если Na содержит радиоактив­
ные загрязнения, поэтому первой необходимой операцией является удаление его
остатков с поверхности оборудования. Отказ от этой операции может привести к
воспламенению Na, взрыву при контакте его с влагой, распространению радио­
активных аэрозолей и коррозии материалов в результате воздействия на сталь
гидроксида и карбоната Na, образующихся при взаимодействии Na с влагой и
С 0 2 [47].
244

Обработка водой. Основной способ удаления Na с поверхности контурного
оборудования — обработка водой. Реакция Na с водой протекает с образованием
водорода и большим тепловыделением, выделяющаяся теплота расплавляет Na и
реакция ускоряется:
NaTB + Н 2 О ж 5Й± NaOH^ + 0,5Н2;

AQ = -141,0 кДж/моль;

Na5K + Н 2 О ж *± NaOHTB + 0,5Н2;

AQ = -147,3 кДж/моль;

Na5K + Н 2 О пар «=* NaOHTB + 0,5Н2;

AQ = -191,5 кДж/моль;

2ШЖ + Н 2 О пар <=± NaOHTB + NaHTB;

AQ = -236,7 кДж/моль;

2NaTB + Н 2 О ж «* Na 2 0 TB + Н2;

AQ = -130,5 кДж/моль;

2Na>K + NaOH>K ^ Na 2 0 TB + NaHTB;

AQ = -46,4 кДж/моль;

2Na5K + Н 2 О пар «=* Na 2 0 TB + H2;

A£> = -182,5 кДж/моль.

Выделяющийся водород может взаимодействовать с Na с образованием гид­
рида:
NaTB + 0,5Н2 т± NaHTB;
AQ = -57,5 кДж/моль.
Соотношение между образующимися NaH, Na 2 0 и NaOH зависит от темпера­
туры и количества воды. Обычный состав, %, продуктов взаимодействия боль­
шого количества Na с водой следующий: NaOH — 50; Na 2 0 — 40; NaH — 10. В
присутствии большого количества воды или при растворении в воде смеси указан­
ных выше продуктов протекают реакции:
Na 2 0 TB + Н 2 0 *± 2NaOHTB;
AQ = -235,6 кДж/моль;
NaHTB + Н 2 0 т± NaOHTB + Н 2газ ;

AQ = -109 кДж/моль.

Таким образом, растворение в воде самого Na, его оксида и гидрида происхо­
дит с большим тепловыделением, растворение NaOH в воде также сопровожда­
ется выделением теплоты (42,44 кДж/моль). Конечным продуктом во всех случаях
является раствор NaOH.
Вследствие значительного разогрева при реакции с водой Na на воздухе заго­
рается; кроме того, возможно образование гремучей смеси. Поэтому для удаления
натрия используют парогазовые смеси, растворы электролитов, пену. Вместо погру­
жения оборудования в воду применяют струйную обработку, душирование, обра­
ботку водяным паром или туманом.
Успешно применяется метод очистки от Na распыленной водой (туманом).
Водяная пыль реагирует с Na с заданной интенсивностью, которая определяется
скоростью подачи водяного тумана и температурой. Этот способ имеет ряд пре­
имуществ: очистка проводится при нормальной температуре, что снижает опас­
ность щелочной коррозии; эффективность и производительность очистки высока;
количество жидких отходов незначительно.
Распыление воды производится инертным газом, очистку проводят в специаль­
ном сосуде, заполненном инертным газом, после очистки оборудование промывают
водой. Этим способом были очищены натриевый насос, испытательные стенды.
Обработка парогазовыми смесями. Наиболее перспективен метод очистки
оборудования смесью пара с газом, инертным по отношению к Na (азот, аргон,
диоксид углерода). Вначале оборудование нагревают до 100—НО °С в инертной
245

атмосфере для расплавления Na, затем обрабатывают парогазовой смесью, повы­
шая влажность от 0 до 100 % по мере проведения отмывки, далее его промывают
погружением в воду. Этот метод рекомендован для отмывки крупно- и среднегабаритного оборудования. Установлено, что способ эффективен и безопасен при
температуре несколько выше температуры плавления Na (100—ПО °С) и быстром
проведении процесса (менее 1 ч). Очистка при 250 °С в течение 250 ч приводила к
коррозии нержавеющей стали. Небольшая коррозия наблюдалась даже при 150 °С
через 4 ч обработки.
Недостатки способа — длительность операции, неполное удаление Na из зазо­
ров, возможность коррозии вследствие образования на поверхности горячего
NaOH [47].
Очистка пеной растворов. Расход воды и опасность быстрого разогрева сни­
жаются4 при использовании пенообразующих растворов. Безопасность процесса
гарантируется заполнением ячеек пены азотом. В качестве пенообразователя
можно применять 5 %-ный водный раствор лаурилсульфата Na. Пену рекоменду­
ется применять для очистки трубопроводов.
Очистка растворами электролитов. Скорость реакции Na с водой и соответ­
ственно безопасность процесса зависят от активности воды в растворе. Поэтому
для растворения Na и сплава Na-K используют концентрированные растворы
электролитов (преимущественно щелочей). Установлено, что в растворах NaOH и
КОН с концентрацией до 7 и 14 массовых частей соответственно скорость раство­
рения Na близка к скорости растворения его в воде. При более высокой концент­
рации щелочи скорость растворения Na постепенно снижается.
Для удаления Na с поверхности оборудования натриевых контуров предложено
использовать 40—55 %-ный раствор NaOH. В процессе дезактивации добавляют
более разбавленные растворы (вплоть до чистой воды). Растворение контроли­
руют по выделяющемуся водороду. Для предотвращения возгорания всплываю­
щего Na процесс проводят в атмосфере инертного газа. Однако применению
щелочных растворов для удаления Na с контурного оборудования сопутствует
проблема щелочной коррозии.
Очистка водно-органическими растворами. Скорость растворения Na в
водно-органических растворах уменьшается, так как в этих средах активность
воды существенно ниже. Так, в растворе, содержащем равные массовые части
воды и диметилформамида, скорость растворения снижается в 20 раз, а в смесях
диоксана с водой — до 1000 раз. Недостатком этого способа является возмож­
ность взрыва и возгорания вследствие выделения водорода и присутствия легко­
воспламеняющихся органических растворителей. Большого распространения этот
способ не получил.
Очистка органическими растворителями. Взаимодействие Na со спиртами
протекает менее бурно, чем с водой. При этом происходит реакция
NaTB + СН3ОНж з* CH3ONaTB + (1/2)Н 2 ; AQ = -201,5 кДж/моль.
К выбору растворителя предъявляют следующие требования: он должен сме­
шиваться с водой, обладать низкой летучестью, быть доступным, реагировать с Na
спокойно; продукты реакции должны иметь высокую растворимость в воде. Низ­
шие спирты не удовлетворяют этим требованиям, более пригодны смеси различ­
ных спиртов и сложные эфиры.
246

Спирты используют преимущественно для очистки небольших сложных узлов.
Это связано как с опасностью воспламенения спирта, так и с трудностями пере­
работки отходов, а также с плохой растворимостью алкоголята Na, осадки кото­
рого могут вызвать коррозионное растрескивание сталей под напряжением. Для
снижения щелочной коррозии вводят в спирт до 1,5 % кислоты. При очистке мета­
нолом, этанолом и их смесями Na перемещается на поверхность спирта, где при
соприкосновении с воздухом происходит бурная реакция. При использовании
смеси этанол—пропанол растворение протекает медленно, Na не перемещается к
поверхности, что делает операцию безопасной [47].
В большинстве случаев при взаимодействии Na со спиртами температура рас­
твора возрастает. Зависимость скорости реакции от температуры позволяет регу­
лировать протекание реакции. Для отвода теплоты можно вводить в спирт твер­
дую углекислоту, при этом над поверхностью спирта создается инертная
атмосфера.
Детали обрабатывают спиртом в специальной емкости, которая продувается
аргоном. Спирт (примерно 5 л/мин) подают снизу вверх, скорость подачи аргона и
спирта регулируют так, чтобы концентрация водорода не превышала 4 % (по объ­
ему). В ходе процесса контролируют скорость потоков спирта, аргона, отходящих
газов и температуру. Затем к спирту постепенно добавляют воду (примерно 4 л/ч)
до достижения его концентрации около 50 % (по объему). Далее раствор сливают и
промывают оборудование водой (с температурой 95 °С) до прекращения ее подщелачивания. Так, к примеру, отмывалось оборудование реактора «Энрико Ферми».
Для удаления Na было предложено использовать растворитель Дауэнол (бутилцеллозольв, этиленгликоль-н-бутиловый эфир), его смеси с диметилформамидом (9:1),
а также этилкарбинол. Эти спирты используют и для удаления сплава Na-K.
Очистка возгонкой. Наименее вызывающим коррозию, хотя и более технически
сложным является способ очистки возгонкой Na (вакуумная дистилляция). Этот
способ применим для дезактивации мелких узлов. Сборка твэлов была успешно
очищена при 538 °С в течение 315 ч при давлении 2,66—26,6 Па. При температуре
400 °С и давлении 0,133 Па очистка сборки твэлов была проведена за 24 ч, ника­
ких следов Na после очистки на поверхности обнаружено не было. Неоднократная
очистка при 426 °С и давлении 0,133—0,665 Па в течение 72 ч приводила к образо­
ванию корки оксидов, которые удалялись с помощью отмывки водой.
При дезактивации крупных и сложных узлов появляются трудности, вызван­
ные отсутствием надежных технических средств для возгонки Na, а также воз­
можностью неполного удаления Na. Для очистки твэлов использовали вакуумную
дистилляционную печь и бак из нержавеющей стали, снабженный нагревателем.
В баке создавали вакуум до 1,33 Па, его нагревали до 500 °С, процесс испарения
Na контролировали по значению вакуума. Испаряющийся Na конденсировался в
ловушке при 200 °С, остатки Na и масла конденсировались в холодной ловушке
при 180 °С. Процесс заканчивали при достижении исходного вакуума. На очища­
емых объектах Na был полностью удален, но оставалось небольшое количество
оксида Na, который удаляли влажным газом. На этой установке была очищена
серия регулирующих стержней. Очистка продолжалась в течение 5 ч, с каждого
стержня было удалено около 100 г Na. Метод вакуумной дистилляции рекомендо­
ван для очистки регулирующих стержней, сборок твэлов, приводов СУЗ и др.
Прочие способы. Сплав Na-K и Na хорошо растворимы в жидком аммиаке
(и низших аминах), но его использование связано с большими техническими
247

трудностями. В некоторых случаях, например для очистки барабанов от Na,
использовали сжигание Na с помощью газового пламени с последующими обра­
боткой баков паром и отмывкой водой. Этот способ непригоден для ценного и
хрупкого оборудования.
Для отмывки твэлов и их хранения предложено использовать расплавленный
Pb; Na и сплав Na-K спокойно взаимодействуют с расплавленным РЬ при 500 °С
в инертной атмосфере, при этом обеспечивается хороший отвод теплоты. После
извлечения твэла из свинца на нем остается 100—200 г РЬ и продуктов его взаи­
модействия с Na. При погружении такого твэла в воду, а также на воздухе не
наблюдается каких-либо нежелательных явлений. В воде растворяется около 10 %
продуктов взаимодействия Na с РЬ. Свинец пригоден также для хранения негер­
метичных твэлов, так как в твердом РЬ происходит локализация радиоактивных
загрязнений.
Предложено удалять Na с твэлов погружением их в ванну с эвтектическим рас­
плавом солей, например, смеси NaN0 2 с NaN0 3 и KN0 3 или карбонатов Na, К, Li.
Возможно использование масел, которые эффективно отводят теплоту, но при
этом наблюдается их радиационное разложение.
12.1.3. Дезактивация контуров с натриевым теплоносителем

Вследствие наличия на поверхностях оборудования пленки радиоактивного Na
толщиной 0,05—0,5 мм уровень радиоактивного загрязнения контурного оборудования часто высок (до 0,5—2,5 Ки/м ), а мощность дозы гамма-излучения состав­
ляет 0,25—3 мР/с. Активность поверхностной пленки Na обусловлена наличием
22

137

Na и активированных примесей, а также Cs, накапливающихся в контуре по
мере выгорания ядерного топлива и возрастания количества дефектных твэлов.
Предварительная очистка поверхностей от Na приводит к частичной дезактивации
22

оборудования. Так, в результате пароводяной обработки удаляются: 100 % Na;
90 % 137Cs; 17—30 % 54Мп. После пароводяной обработки уровнемеров реактора
137

БР-5 активность, обусловленная наличием Cs, на поверхностях снизилась в 10
раз, мощность дозы гамма-излучения — в 2—6 раз. Поверхностная активность
оборудования реактора при отмывке водой снижалась на 70 %. Однако полного
удаления активности и отложений при пароводяной обработке не достигается, а
мощность дозы гамма-излучения не позволяет проводить ремонтные работы. Поэ­
тому дезактивация оборудования жидкометаллических контуров является необхо­
димой операцией.
Радиоактивные отложения жидкометаллических контуров имеют кристалли­
ческую структуру, толщина их достигает нескольких микрометров, они прочно
сцеплены с поверхностью. По химическому составу отложения представляют
„собой смесь элементарных металлов и карбидов с небольшим содержанием окси­
дов. Основные компоненты — металлические Fe, Mn, Со, Ni и карбиды Ме2 3 С 6
(Me — Cr, Fe, Mo).
В горячей части контура радиоактивность отложений обусловлена наличием
Со и Мп, причем последний проникает в основной металл на глубину до 20 мкм.
54

В холодной части контура загрязнение определяется в основном наличием
248

М п , глу-

бина проникновения которого в металл не превышает 2—3 мкм. При наличии негер­
метичных твэлов в отложениях присутствуют Cs, Ва -» 140La; 95Zr -> 95Nb.
Для эффективной дезактивации горячей части контура необходимо удаление
слоя металла толщиной (19 ± 6) мкм, при дезактивации холодной части доста­
точно удалить слой толщиной до 3 мкм. Следует отметить, что продукты деления
проникают в металл на глубину не более 3 мкм.
Большой опыт по дезактивации натриевых контуров накоплен в России на
исследовательском реакторе БР-5. Для выбора способа дезактивации образцы
труб из линий пробоотбора первого контура реактора БР-5 отмывали водой и
обрабатывали паром, 0,3 %-ным раствором КМп04, 1 %-ным раствором щавеле­
вой кислоты и 3 %-ным раствором HN0 3 . При пароводяной обработке практи­
чески полностью удалялись вместе с остатками Na изотопы Cs. После трехкрат­
ной обработки раствором КМп0 4 коэффициент дезактивации Кд по альфаактивности составил А—43. Обработка HN0 3 дает дополнительный эффект, но ее
использование может привести к растворению некоторых деталей, изготовленных
из Ni, содержащего 0,005 % Со. Вследствие выноса и отложения радиоактивного
Со возможно существенное ухудшение радиационной обстановки.
Опытная дезактивация двух петель реактора БР-5 была проведена при
выгрузке и замене активной зоны и в связи с высоким уровнем гамма-излучения в
помещениях первого контура, препятствующим проведению ремонтных работ.
Перед началом дезактивации контур заполняли азотом, а затем обрабатывали
паром [(1,3-ь 1,5)* 10 Па, 130 °С]. Всего было пропущено 10 т пара, мощность
дозы гамма-излучения в боксах снизилась примерно в 2 раза, с поверхностей
вместе с остатками Na была удалена часть изотопов Cs и Zr. Далее для полноты
отмывки от Na контур был на сутки заполнен дистиллятом, однако снижения
гамма-фона в боксах не наблюдалось. Вторичное заполнение дистиллятом и
выдержка в течение 6 сут также не привели к снижению гамма-фона.
В ходе дальнейшей дезактивации внешние участки первого контура отмывали
5 %-ным раствором HN0 3 , нагретым до 70 °С. После выдержки в течение 6 ч и
слива кислоты радиоактивность в боксах снизилась в 1,5 раза. Две последующие
отмывки с выдержками в течение 12 и 6 ч снизили радиоактивность еще в 2 раза.
Последовательность дальнейших операций следующая: 1) заполнение отдельной
петли 0,5 %-ным раствором КМп04, выдержка 24 ч при 70 °С; 2) заполнение рас­
твором состава 5 % HN0 3 и 1 % Н 2 С 2 0 4 , выдержка в течение 3—4 ч при 70 °С;
3) заполнение дистиллятом, выдержка в течение 1 ч при 60—80 °С. Было проведено
пять циклов отмывки обеих петель. Мощность дозы гамма-излучения в боксах,
137

95

определяемая в основном наличием нуклидов Cs и Zr, снизилась до 10 мкР/с
(при исходном значении порядка 10 мкР/с). Сушка контура осуществлялась вакуумированием при разогреве оборудования и трубопроводов [47].
Повторная дезактивация первого контура реактора БР-5 также была вызвана
высокой мощностью дозы гамма-излучения от оборудования (до 3000 мкР/с), что
явилось следствием негерметичности твэлов. На внутренних поверхностях обору­
дования и трубопроводов была обнаружена альфа-активность.
Перед дезактивацией активная зона была выгружена, Na сдренирован в слив­
ной бак, трубопроводы продуты аргоном. Пароводяной обработке вначале был
подвергнут сливной бак для Na. Перед подачей пара бак был продут аргоном и
249

разогрет до 200 °С. Обработка паром (давление пара 1,8 • 103 Па, температура 120 °С)
продолжалась в течение 5,5 ч. Мощность дозы гамма-излучения на поверхности
бака снизилась в 4—5 раз. Максимальная температура достигала 300 °С, стацио­
нарная — 160 °С. Далее проводилась паровая обработка трубопроводов (раз­
дельно по ниткам). В течение 25 ч паровой обработки мощность дозы гамма-излу­
чения снизилась на трубопроводах в 1,7—4,5 раза, на теплообменниках и насосах —
в 3,3—6 раз.
Для удаления щелочи после паровой обработки была проведена промывка кон­
тура заполнением дистиллятом при температуре 60—70 °С с последующей цирку­
ляцией его одновременно по обеим ниткам. После промывки водой активность
первого контура снизилась в 1,5—3 раза. Далее контур обрабатывали следующим
образом: 1) заполнение 0,3 %-ным раствором КМп0 4 с температурой 50—60 °С,
выдержка и циркуляция раствора в течение нескольких часов при 60—70 °С;
2) промывка дистиллятом при 50—60 °С; 3) заполнение раствором Н 2 С 2 0 4 (1—
1,5 %) с добавкой 1 % Н 2 0 2 при температуре 50—60 °С, выдержка и циркуляция
раствора в течение 2—4 ч; 4) восемь циклов промывки дистиллятом при темпера­
туре 50—60 °С.
При дезактивации из отложений интенсивно растворялись Fe, Сг, Ni, а альфаактивность удалялась только при кислотной обработке. Наибольший дезактивирую­
щий эффект дали три первых цикла дезактивации, уменьшившие альфа-активность
трубопроводов в 2—3 раза, теплообменников и насосов в 3—5 раз. Активность,
обусловленная наличием Cs, Zr, Со, Мп, снизилась в 2 раза, активность Со
не уменьшилась. После дезактивации активность первого контура почти на 98 % была
обусловлена наличием Со, Со, Мп и только на 2 % — наличием Cs. Восьми­
кратная водная промывка не изменила гамма-активность контура, но в 3—4 раза сни­
зила активность на поверхности сливного бака (до 3—4 мкР/с). После дезактивации
контур сушили вакуумированием и разогревом до 150 °С в течение 10 сут.
В целом длительность дезактивации составила 40 сут. Мощность дозы гаммаизлучения от первого контура уменьшилась в 10—20 раз и составила 20—30 мкР/с,
что позволяло вести ремонтные работы.
Таким образом, была разработана и испытана на реальном оборудовании техноло­
гия дезактивации жидкометаллических контуров, отдельных сборок и узлов, позволя­
ющая снизить их гамма-активность до уровня, при котором возможно проведение
ремонтных работ. Однако недостаточно высокая эффективность дезактивации, ее дли­
тельность и трудоемкость, большой объем ЖРО не позволяют считать этот метод
оптимальным. Поскольку в перспективе реакторы с натриевым теплоносителем зай­
мут существенное место в ядерной энергетике, безусловно необходимы исследования
по усовершенствованию способов дезактивации этих установок и их ТРО.

12.2. Хранение твердых радиоактивных отходов
и отработавшего ядерного топлива
После автоматического определения уровня активности ТРО групп II и III контейнеризируются и направляются в хранилище, обеспечивающее их временное
безопасное хранение. В хранилище поступает и пластикат, который не подлежит
сжиганию (дезактивированные металлические отходы и теплоизоляционные мате­
риалы обычно направляют на переплав).
250

Согласно современной концепции РАО должны храниться на промплощадке АЭС
вплоть до момента возможной дополнительной переработки, переупаковки и транс­
портировки на захоронение. Прогнозируемая длительность хранения — 50 лет.
В качестве примера рассмотрим временное хранение ТРО энергоблоков с реак­
торами ВВЭР-1000 и РБМК-1000. Твердые радиоактивные отходы энергоблоков с
реактором ВВЭР-1000 хранятся в контейнерах, загруженных в железобетонные
ячейки специально оборудованного хранилища в спецкорпусе, или в отдельно
стоящем хранилище. При этом возможно использование железобетонных контейнеров типа НЗК-150-1,5П вместимостью 1,5 м , предназначенных для размещения
в них четырех стандартных бочек вместимостью по 200 л с заполнением свобод­
ного объема цементным раствором. Контейнер имеет наружные размеры
1650x1650x1375 мм и массу (без загрузки) 4,4 т. Возможно также использование
железобетонного контейнера типа НЗК-150-1,0П вместимостью 1 м с непосред­
ственным затариванием в него ТРО (и отвержденных ЖРО) без использования
металлических бочек. Размеры контейнера НЗК-150-1,0П составляют
1250x1250x1500 мм при массе без загрузки 2,9 т.
В качестве вариантов хранения рассматривались: 1) предварительное хранение
ТРО в специальных бочках из атмосферостойкой стали, рассчитанных на 30-летнюю
эксплуатацию с последующим (через 30 лет) размещением бочек в НЗК-150-1,5П;
2) предварительное хранение ТРО в бочках из углеродистой стали, рассчитанных
на 15-летнюю эксплуатацию с последующим (через 15 лет) размещением их в
НЗК-150-1,5П; 3) непосредственное размещение бочек из углеродистой стали в
контейнеры НЗК-150-1,5П сразу после формирования загрузки бочек на установ­
ках переработки РАО; 4) непосредственное затаривание ТРО в контейнеры НЗК150-1,0П (без использования бочек) [78].
Технико-экономические оценки показали преимущество четвертого варианта
длительного хранения переработанных ТРО.
Хранилище в спецкорпусе состоит из двух частей. Нижняя часть (до отметки
9,00 м) емкостная и является сборно-монолитным зданием с несущими продоль­
ными и поперечными стенами. Предусмотрена наружная гидроизоляция днища и
стен подземной части профилированным полиэтиленом. Выше отметки 9,00 м
выполняется «холодный шатер» высотой 7,2 м, в котором размещаются грузо­
подъемные механизмы. Здание — каркасное, колонны — железобетонные, балки
перекрытия — металлические, наружное стеновое ограждение выполнено из
железобетонных панелей. Перекрытие ячеек хранилища состоит из съемных плит
или люков, закрытых крышками.
Разгрузка контейнеров для ТРО группы I производится при установке их на
открытый люк. Для разгрузки контейнеров с ТРО групп II и III применяются спе­
циальные устройства, устанавливаемые на люки. Обеспечивается плотная посадка
опорной поверхности контейнера на посадочное место этих устройств, что
исключает выброс аэрозолей в окружающую среду при выгрузке контейнера. Для
механизации процесса загрузки ТРО в хранилище используется козловой кран.
Хранилище обычно скомпоновано совместно со зданием для переработки ТРО,
предполагающей сжигание, прессование ТРО группы I, переработку масла ГЦН и
временное хранение ТРО групп I и II, а также бочек-упаковок с битумным или
цементным компаундом групп загрязненности II и III. Отдельно стоящее храни­
лище ТРО сблокировано со зданием переработки ТРО и состоит из двух блоков:
блока хранилища и блока переработки. Хранилище имеет транспортный въезд
251

(выезд) с помещениями мойки, выгрузки и дезактивации. Для ликвидации пожа­
ров оно оборудовано системами газового пожаротушения и противопожарного
водопровода.
Источниками излучения в помещениях переработки радиоактивных отходов и
в хранилищах являются собственно ТРО, а также продукты их переработки на
установке сжигания и прессования. Управление процессами переработки произво­
дится либо автоматически, либо дистанционно. Транспортировка отходов осу­
ществляется в специальных контейнерах, обеспечивающих биологическую
защиту обслуживающего персонала. Толщины стен и перекрытий хранилищ
выбираются с учетом обеспечения радиационной безопасности. Мощность дозы
излучения в помещениях хранилища не превышает допустимых значений.
Поступление радиоактивных веществ в атмосферу из блока переработки ТРО
обусловлено в основном выбросами с дымовыми газами при сжигании ТРО. При
этом система очистки позволяет очистить газовую фазу до уровня допустимых
концентраций.
В целях защиты окружающей среды при обращении с ТРО в проекте преду­
сматриваются: предотвращение попадания в грунт загрязненных радиоактивными
веществами различных неорганизованных протечек во всех помещениях, где воз­
можны подобные загрязнения, за счет облицовки пола помещений стальными лис­
тами с отбортовкой; в здании переработки радиоактивных отходов осуществля­
ется сбор трапных вод и всех сливов из помещений дезактивации в специальные
емкости; указанные воды направляются в установку очистки трапных вод в спец­
корпус; вокруг хранилищ предусматриваются скважины для контроля активности
грунтовых вод.
Предельно допустимые дозы облучения для персонала и населения, нормативы
по содержанию радиоактивных продуктов в окружающей среде устанавливаются
в соответствии с действующими нормами радиационной безопасности. В целом
же система радиационной защиты хранилища представляет собой комплекс
защитных барьеров.
Хранение ТРО на АЭС с реакторами РБМК-1000 в принципе подобно хране­
нию ТРО на АЭС с реакторами ВВЭР-1000. На рис. 12.3 представлен поперечный
разрез одного из хранилищ ТРО Смоленской АЭС. Хранение упаковок с ТРО в
ячейках хранилища многоярусное. Твердые радиоактивные отходы хранятся в
сборниках вместимостью 1,8 м в ячейках боксов, имеющих направляющие.
Сверху боксы закрыты защитными бетонными плитами. Проектная вместимость
хранилища 13 000 м .
Средне- и высокоактивные ТРО хранятся расфасованными в 200-литровые
бочки-упаковки с устройством под захват. Направляющие ячеек для бочек выпол­
нены из стальных труб. Вместимость хранилища для обоих видов ТРО составляет
соответственно 2400 и 1450 м .
Средняя часть хранилища предназначена для приема и хранения сборников
вместимостью 2 м с фрагментами средних частей каналов СУЗ и технологических каналов. Проектная вместимость этой части хранилища равна 1100 м [44].
В ряде случаев практикуется совмещенное хранение твердых и жидких радиоак­
тивных отходов в едином хранилище: емкости с ЖРО располагаются на нижних
252

J 20т

V

§
Среднеактивные
отходы

Среднеактивные
отходы

6000 рбооо|бооо|бооо|

J20T

l|

If
Среднеактивные
отходы

J, ЬЪЩ

Рис. 12.3. Хранилище ТРО среднего уровня активности энергоблока с реактором РБМК-1000 [44]

отметках здания, а ТРО — на верхних отметках — в изолированных отсеках (см.
рис. 12.3).
Значительный интерес представляют проекты хранилищ ТРО нового поколе­
ния. Это хранилища контейнерного типа [95], рассчитанные на 50-летний срок
хранения ТРО, основная масса которых представляет собой отходы низкого и
среднего уровней активности. Данные хранилища являются промежуточными и
предназначены для хранения ТРО вплоть до реализации их захоронения.
Хранилища ТРО нового поколения должны обеспечить организованное, адрес­
ное хранение упаковок, когда местоположение каждой упаковки и ее характерис­
тика всегда могут быть идентифицированы. Сертифицированные упаковки и усло­
вия хранения должны быть такими, чтобы через 50 лет не потребовалась
переупаковка отходов. В соответствии с существующими нормами ОСПОРБ-99
доза облучения населения от хранящихся ТРО ограничивается 10 мкЗв/год, что
налагает соответствующие требования на решения по обеспечению радиационной
безопасности хранилищ [95].
В качестве примеров контейнерных хранилищ нового поколения можно пред­
ставить хранилища завода «Звезда» и НПО «Радон» (проекты ВНИПИЭТ).
Хранилище завода «Звезда» предназначено для штабельного хранения около
2 тыс. клетей с 200-литровыми бочками среднеактивных (мощность дозы излуче­
ния на поверхности составляет до 3 мЗв/ч) и низкоактивных цементированных
отходов, прессованных и фрагментированных твердых радиоактивных отходов.
Вместимость хранилища около 13 000 м3. Оно представляет собой одноэтажное
кирпичное здание с толщиной стен 500 мм, внутри которого располагаются семь
железобетонных отсеков. Один из отсеков предназначен для хранения упаковок
горючих ТРО, остальные — для хранения упаковок негорючих ТРО. Отсеки отде­
лены от наружных стен здания транспортным коридором. Имеются транспортный
въезд, помещения инженерных вспомогательных систем и санпропускник.
Доставка в отсеки и установка основного числа упаковок в штабель осуществля­
ются электропогрузчиком грузоподъемностью 4 т.
Хранилище НПО «Радон» предназначено для штабельного хранения 21,5 тыс.
упаковок (невозвратных защитных контейнеров и клетей с 200-литровыми боч253

ками) с битумированными отходами и ТРО групп I и И. Упаковки формируются в
узле переработки жидких и твердых РАО, поступающих с предприятий и органи­
заций Северо-Западного региона РФ. Это хранилище представляет собой одно­
этажное здание из монолитного железобетона (на высоту штабеля) с толщиной
стен 600 мм. Для размещения основного числа упаковок негорючих РАО предус­
мотрено помещение без перекрытия. Упаковки горючих (битумированных) РАО
подлежат хранению в трех помещениях с перекрытием. Установка упаковок в
штабель выполняется дистанционно управляемым мостовым краном грузоподъ­
емностью 100 т. Вместимость хранилища 54 400 м3 [95].
Проектные решения хранилищ нового поколения связаны с типом упаковки
(металлическая бочка, защитный контейнер). Эти решения обусловлены требовани­
ями к условиям хранения, транспортно-технологической схеме и размещению упа­
ковок. Йри этом в качестве перспективного направления кондиционирования при­
нято использование невозвратных защитных контейнеров из композиционных
материалов на основе бетона. При проектировании временных хранилищ защитные
свойства упаковок не учитываются (в дальнейшем защитные свойства упаковок
намечено учитывать, что несколько снизит стоимость контейнерного хранилища).
В табл. 12.4 представлены технологические и вспомогательные системы кон­
тейнерного хранилища ТРО нового поколения.
Таблица 12.4. Технологические и вспомогательные системы контейнерного хранилища ТРО
Система
Транспортно-технологическая

Назначение системы
Технологическая

Хранения упаковок РАО

»

Входного контроля и учета

»

Радиационного контроля
Отопления и вентиляции помещений
Телевизионного наблюдения

Вспомогательная

»
»

Дезактивации оборудования, транспортных средств и помещений

Технологическая

Управления и автоматики

Вспомогательная

Технологического контроля

»

Водоснабжения, канализации, сбора конденсатов
и аварийных дренажных вод

»

Электроснабжения и освещения

»
»

Связи и сигнализации
Обращения с вторичными отходами

Технологическая

Пожаротушения и пожарной сигнализации

Вспомогательная

Дренажа протечек (сточных вод пожаротушения, любых аварийных
протечек из отсеков)

»

Физической защиты

»

Мониторинга окружающей среды
(контроля загрязнений грунтовых вод)

»

254

В хранилищах предусмотрено наличие различных отсеков для размещения
упаковок с горючими и негорючими ТРО. Монолитные железобетонные отсеки
рассчитаны на землетрясение до семи баллов. Въезды и транспортные коридоры
имеют металлическую облицовку. Предусмотрено отопление как вспомогатель­
ных помещений, так и помещений для хранения упаковок. Вентиляционные
выбросы хранилища проходят фильтрационную очистку. Конденсаты, дренажные
воды и аварийные дренажные воды собираются в специальные баки и после дози­
метрического контроля сбрасываются в канализацию или спецканализацию. В
отсеках контролируется температура воздуха и выполняется радиационный конт­
роль (в том числе контроль объемной активности аэрозолей). Осуществляется про­
тивопожарный контроль помещений с установкой пожарных извещателей. Имеются
различные виды связи: телефонная, диспетчерская, громкоговорящая, радиосвязь и
телевизионное наблюдение объектов. Вокруг территории хранилища предусмот­
рены контрольные скважины для определения активности грунтовых вод.
Особой проблемой является хранение отработавшего ядерного топлива и высо­
коактивных отходов. Как отмечалось ранее, ОЯТ АЭС России хранится в бассей­
нах выдержки энергоблоков, а затем помещается в пристанционные ХОЯТ, после
чего транспортируется для долговременного «мокрого» или «сухого» хранения в
централизованные хранилища перерабатывающих заводов, а высокоактивные
отходы отверждаются и временно хранятся на промплощадках АЭС. Однако вмес­
тимость хранилищ при перерабатывающих заводах и промплощадках АЭС огра­
ничена, и многие специалисты находят решение проблемы долговременного хра­
нения ОЯТ и ВАО в создании специализированных хранилищ.
Ранее во многих странах, ядерная энергетика которых работает по «закры­
тому» топливному циклу, под долговременным хранением понималось размеще­
ние ОЯТ и ВАО в подземных хранилищах без последующего изъятия, т.е. факти­
чески захоронение, полностью исключающее дальнейшее использование. Однако
в настоящее время даже в странах, в которых принят «открытый» топливный цикл
(например, в США и Швеции), нашло понимание решение, согласно которому в
будущем ВАО и ОЯТ скорее всего необходимо будет извлечь из хранилища и пере­
работать, так как они представляют собой значительную ценность. Именно поэ­
тому ОЯТ и ВАО должны подвергаться не окончательному захоронению, а долго­
временному контролируемому хранению.
В России ОЯТ частично перерабатывается, поэтому долговременное хранение
отдельных типов отработавших тепловыделяющих сборок и ВАО является необ­
ходимостью.
Учитывая высокую радиационную опасность ОТВС и отвержденных ВАО,
должная степень надежности их долговременной изоляции, по мнению экспертов,
может быть достигнута только в сооружениях подземного типа [121]. Размещение
упаковок с ОТВС или ВАО рационально осуществлять в коротких вертикальных
буровых скважинах (рис. 12.4) или горизонтальных выработках (либо камерах)
подземного хранилища. Существенным достоинством данной схемы долговремен­
ного контролируемого хранения является возможность, при необходимости,
извлечения объектов хранения из скважин, заполнения освободившегося про­
странства изолирующими материалами (глинистыми или цементными смесями) и
превращения хранилища в могильник-захоронение. При этом наиболее перспек­
тивным, согласно [121], является хранение группы упаковок с ОТВС в вертикаль­
ных скважинах горных выработок.
255

Рис. 12.4. Принципиальная схема подземного сооруже­
ния с вертикальными камерами для размещения упако­
вок с тепловыделяющими радиоактивными отходами:
1 — шахтные стволы; 2 — вентиляционные выработки;
3 — камеры для размещения тепловыделяющих упаковок;
4 — крепежный элемент; 5 — тепловыделяющие упа­
ковки; 6 — каналы для прохода воздуха

Общей конструктивной особенностью схем
долговременного контролируемого хранения
отвержденных ВАО и ОЯТ, обладающих отно­
сительно высоким уровнем тепловыделения,
является воздушное охлаждение упаковок,
обеспечиваемое естественной тягой.
Было выполнено расчетное обоснование
условий охлаждения упаковок с ОТВС с опре­
делением значения депрессии естественной
тяги и последующей оценкой расхода воздуха
и температурных условий хранилища и упа­
ковок [121]. Расчет параметров подземного
сооружения выполнялся для камер высотой
50 м и диаметром 4,6 и 8,0 м. Источники теп­
ловыделения, фигурировавшие в расчете, имели диаметр 0,63 м, высоту 3,4 м и
устанавливались в камере в квадратных ячейках размером 0,7x0,7 м. Общая
высота загрузки упаковок в камере (высота зоны тепловыделения) составляла 34 м.
Принималось, что начальная температура воздуха на входе в хранилище равна 20 °С,
а допустимая температура упаковок не превышает 400 °С. Теплообмен циркули­
рующего в хранилище потока воздуха с породным массивом не учитывался.
Анализ результатов расчета показал, что схема размещения источников тепло­
выделения (ОТВС или ВАО) в вертикальных скважинах обеспечивает достаточно
эффективный теплоотвод за счет естественной воздушной тяги как в начальный
период после загрузки упаковок, так и в последующем. При расходе воздуха 30—
70 кг/с его температура на выходе из камеры хранения упаковок не превышает 45 °С.
Предварительные исследования показали, что при разработке необходимых
средств и методов защиты персонала вышеприведенная схема долговременного
хранения ОТВС и ВАО осуществима.
Следует отметить, что долговременное контролируемое хранение РАО, пред­
шествующее захоронению, является основным процессом обращения с РАО, поз­
воляющим в будущем осуществить принцип радиационно-эквивалентного захоро­
нения, согласно которому в могильник-захоронение с РАО «помещается»
активность, эквивалентная той, которая была «извлечена» из недр при добыче
урановой руды. Данная концепция рассчитана на ядерную энергетику со значи­
тельным числом реакторов на быстрых нейтронах.
В этом плане интересен проект хранилища, приведенный в [123, 124]. Храни­
лище рассчитано на длительное (300—400 лет) хранение всех продуктов деления
(ПД), остаточных актиноидов (около 0,1 %) и активированных металлоконструк­
ций, а в случае необходимости и продуктов обработки теплоносителя. Авторы
проекта указывают, что подобное хранение позволит существенно понизить
256

общую активность РАО в основном за счет распада Sr и Cs и добиться равен­
ства эквивалентной по воздействию на человека активности РАО и активности
природного урана — источника данной массы РАО.
Согласно проектным разработкам хранилище должно входить в состав единого
энергокомплекса, включающего в себя также установку по переработке ОЯТ и
энергетическую установку (например, турбогенератор собственных нужд, питае­
мый паром, получаемым за счет энерговыделения хранящихся актиноидов). В
хранилище предполагается размещение труб с закладываемыми внутрь крупными
блочками из спрессованных и пролитых силумином РАО, включающих в себя на
данной стадии общую нефракционированную массу всех продуктов деления в
виде кальцинатов, раздробленные до частиц размером 5—7 мм, активированные
металлоконструкции, находящиеся при работе реактора под нейтронным облуче­
нием, в том числе оболочки и концевые детали твэлов, чехлы и головки ТВС,
экраны защиты и активированные части корпуса реактора. В блочки могут быть
объединены также материалы, накопившиеся вне реактора в результате утечки
теплоносителя, поглощающие и другие вещества и теплоноситель, если они
содержат долгоживущие нуклиды, не распадающиеся ко времени приема РАО в
хранилище (5 лет после прекращения облучения, когда происходит выдержка и
химическая переработка топлива, а также другие операции по подготовке РАО и
изготовлению блочков). Блочки предполагается размещать в правильной решетке
с обеспечением их охлаждения естественной циркуляцией воздуха. Шаг решетки
блочков (пористость загрузки) должен быть таким, чтобы обеспечить температуру
воздуха на выходе из решетки 170—300 °С, что позволит использовать этот воз­
дух в качестве рабочего тела в парогенерирующей установке собственных нужд.
Внутренняя поверхность бетонных воздуховодов должна быть покрыта защитной
теплоизоляцией.
Согласно проекту хранилище рассчитано на прием РАО от ядерного энергоком­
плекса электрической мощностью около 50 ГВт в течение 100 лет. Общая предпо­
лагаемая масса захораниваемых РАО при условии работы только реакторов на
тепловых нейтронах составила бы 600 т/год, а при работе только реакторов на
быстрых нейтронах — 670 т/год; расчетные объемы РАО равны соответственно
130 и 80 м /год. Расчетные диаметры блочков, направляемых на хранение, прини­
мались равными 100—400 мм. В зависимости от диаметра блочков вместимость
хранилища составит 130 000—450 000 м . Максимальная удельная активность
РАО на момент поступления в хранилище может достигать 7200 Ки/л. Максималь­
ная мощность тепловыделения в хранилище при его полном заполнении составит
около 50 МВт, а максимальная активность РАО — 1,8 • 10 Ки. После окончания
заполнения и 50 лет выдержки мощность снижается до 15 МВт, а активность —
до5,4-10 9 Ки.
В проекте предполагается, что блочки РАО будут иметь оболочку из нержаве­
ющей стали толщиной 15 мм. Сооружения хранилища должны быть сейсмостой­
кими, но весь энергокомплекс целесообразно разместить в геологически стабиль­
ном районе.
Время выдержки РАО до окончательного захоронения с соблюдением прин­
ципа радиационной эквивалентности составляет 300—400 лет при потреблении
природного урана в количестве около 100 или 200 т/ГВт (эл.) в год соответст9 — 820

257

венно. Наиболее существенную роль в течение 10—500 лет выдержки-после окон­
чания облучения играют Sr и Cs, которые могут быть полезно использованы
для гамма-дефектоскопии или получения энергии ( Y, Ва). Если исключить из
90

137

РАО Sr и
Cs, то время хранения до достижения радиационной эквивалент­
ности РАО и природного урана сократится до примерно 200 лет.
Имеется ряд технологий, используемых в проекте данного хранилища, таких как
размельчение активированных конструкционных элементов методом взрыва, в том
числе при охлаждении до температуры жидкого азота, технология получения кальцинатов ПД спеканием или же использования пористых керамических или металли­
ческих материалов для впитывания ПД из растворов при переработке топлива.
Для снижения нейтронного фона, обусловленного спонтанным делением, при
изготовлении твэлов с рециклом актиноидов может быть рассмотрен вариант
хранилища, в котором для временного хранения (до 20—50 лет) кюрия ( Cm),
отфракционированного при радиохимической переработке ядерного топлива,
используются отдельные корпуса с водой под давлением.
Предполагается, что после выдержки Cm ( Pu) с существенно сниженной
активностью будет смешиваться с рециклирующими актиноидами для изготовле­
ния твэлов реакторов на быстрых нейтронах. Подобное хранилище РАО в менее
масштабном исполнении может входить в состав АЭС стандартной мощности.

12.3. Компактирование твердых радиоактивных отходов
12.3.1. Сжигание ТРО

Согласно существующей концепции обращения с ТРО АЭС России этот вид
радиоактивных отходов должен храниться на промплощадке АЭС в течение всего
срока эксплуатации АЭС плюс время продленного срока службы энергоблоков и
время, необходимое для вывода их из эксплуатации, т.е. в течение 60—100 лет.
Среднегодовое накопление ТРО для современного энергоблока составляет 200—
400 м . Таким образом, долговременное хранение полных объемов непереработанных ТРО на промплощадке АЭС проблематично.
Эффективным методом сокращения объема ТРО является их сжигание. Сжига­
нию подлежат пластмассы на основе полиэтилена, древесина строительных лесов,
опалубка, строительные детали и мебель, корпуса фильтров, бумага, картон, спец­
одежда, спецобувь, обтирочные материалы, складская тара, турбинные и вакуум­
ные масла и пр.
Удельная активность сжигаемых РАО в среднем должна составлять: для ТРО
по бета- и гамма-активности — не более 3,7 МБк/кг (10 Ки/кг), по альфа-актив­
ности — не более 0,37 МБк/кг (10~~5 Ки/кг); для жидких горючих РАО по бета- и
гамма-активности — не более 0,037 МБк/л (10 Ки/л), по альфа-активности —
не более 0,0037 МБк/л (10~7 Ки/л).
Количество пластиката и других галогеносодержащих ТРО не должно превы­
шать 5 % (по массе) количества разовой загрузки камеры сжигания. На первом
этапе достаточно простые установки по сжиганию ТРО были сооружены в НПО
«Радон». Упаковки с ТРО через загрузочный узел подавались на трубчатую колос258

никовую решетку камеры сжигания, на торцевой стенке которой смонтирована
топливная форсунка (в форсунку могли подаваться и жидкие горючие отходы).
Под колосниковую решетку подводилось основное количество воздуха. Зола при
повороте колосниковой решетки выгружалась в камеру выдержки, откуда вибро­
транспортом (с дозировкой в нее цемента) подавалась в контейнер, где цементи­
ровалась. Продукты сгорания из камеры сжигания поступали в камеру дожигания
и осаждения взвешенных частиц, а затем в высокотемпературный охладитель и
фильтр тонкой очистки. Производительность установки составляла 80 кг/ч, а
коэффициент очистки газов — около 10 .
Эксперименты показали, что ориентировочно 99 % радионуклидов в газовом
потоке присутствуют в виде твердых частиц сажи, золы и солей. Продукты непол­
ного сгорания, пары и смолы содержат не более 1—2 % общего количества радио­
нуклидов в уходящих газах. После камеры дожигания число активных частиц уве­
личивается в 4—5 раз. В связи с этим камера дожигания по существу является
камерой осаждения. Унос твердофазных продуктов неполного сгорания, особенно
для отходов, имеющих в своем составе резину и полимеры, достигает 10—18 %
массы смол. Соответственно велик и унос радионуклидов, в первую очередь
137

137

Cs, который составляет 12—19 % исходной активности Cs в ТРО. При повы­
шении температуры более 1100 °С унос цезия достигает 30 %. (В исследованиях
по обработке отходов в плазменной печи при 1800 °С унос радионуклидов превы­
шал 50 %.)
Интересен в плане совершенствования технологии сжигания трехстадийный
процесс:
газификация и пиролиз органического материала с выходом летучих продуктов;
сгорание коксового остатка, плавление золы и негорючих материалов;
сгорание продуктов термического разложения.
В НПО «Радон» создана установка для переработки в условиях пиролиза
радиоактивных отходов смешанного типа, включающих в себя до 40 % негорючих
компонентов, производительностью 50—80 кг/ч на основе шахтной печи с плаз­
менным нагревом. Нагрев печи осуществлялся с помощью дугового плазмотрона
постоянного тока мощностью 60—150 кВт. Затраты электроэнергии на плазмо­
трон составили 0,5—1,5 кВт # ч на 1 кг отходов в зависимости от их состава,
необходимый температурный режим в камере дожигания обеспечивало сжигание
пирогаза, образующегося в печи, с теплотой сгорания около 4,5—5,5 МДж/кг.
137

Благодаря выбранному шахтному режиму унос
Cs из печи не превышал 12 %,
60
Со — 2,5 %, трансурановых элементов — 1 %. В результате переработки радио­
активных отходов без внесения флюсующих добавок получен шлаковый компаунд
с высокой химической устойчивостью [79].
На сжигание направляются выделенные в результате сортировки горючие ком­
поненты отходов. Недостатком сжигания радиоактивных отходов является образо­
вание опасного для транспортировки, пылящего и непригодного для захоронения
продукта — золы, в которой сконцентрированы радиоактивные изотопы. Различ­
ные методы дальнейшего кондиционирования радиоактивного зольного остатка
требуют создания дополнительных промышленных установок транспортировки
зольного остатка на переработку, использования дополнительных материалов и в
9*

259

Рис. 12.5. Схема шахтной печи [79]:
1 — узел загрузки; 2 — шахта; 3 — плавитель; 4 — узел
приема шлака; 5 — плазмотрон; 6 — стопор; 7 — выход
пирогаза

ряде случаев существенных энергетических
затрат.
Плазменные методы прямой переработки
радиоактивных отходов позволяют получать
продукт, пригодный для транспортировки и
захоронения или долгосрочного хранения.
Преимуществами этих методов перед обыч­
ными методами сжигания являются повышен­
ные коэффициенты сокращения объема отхо­
дов и получение продукта в виде плавленого
шлакового компаунда, обладающего высокой
химической устойчивостью к агрессивным
воздействиям окружающей среды. Сдержива­
ющим фактором в развитии плазменных тех­
нологий переработки РАО являются высокие
степени уноса легколетучих радионуклидов
137

(десятки процентов), прежде всего
Cs, из
плавителей и других высокотемпературных
узлов плазменных установок.
Шахтная печь является основным узлом
плазменной установки. В печи проводятся сушка, пиролиз, окисление, сжигание и
плавление отходов. Она состоит из шахты и плавителя, узлов загрузки отходов и
слива шлакового расплава (рис. 12.5). В плавителе имеется внутренняя полость
(ванна), футерованная корундовым и шамотным огнеупорным кирпичом и тепло­
изолированная легковесным шамотным кирпичом и базальтовой ватой. Наружная
обечайка плавителя выполнена из металлических листов. Вверху расположен
водоохлаждаемый фланец для установки плазмотрона, в нижней торцевой части
плавителя имеется сливной блок. Высота шахты от пода ванны равна 4,2 м, раз­
меры наружного сечения шахты составляют 1,1x1,1 м, размеры внутреннего сече­
ния 0,4x0,4 м. В качестве огнеупоров используются корунд (нижняя часть) и
шамот (средняя и верхняя части), для наружной теплоизоляции — ультралегко­
весный шамот и базальтовая вата. Снаружи шахта печи обшита металлическими
листами.
Над шахтой размещен узел загрузки отходов, представляющий собой герметич­
ный двухшиберный бокс, обеспечивающий возможность порционной загрузки
отходов в упакованном виде (в крафт-мешках). Внизу под сливным устройством
печи имеется бокс приема шлакового расплава, в котором размещаются 12-литро­
вые металлические приемные контейнеры.
Отходы через шлюзовую камеру узла загрузки, препятствующую проникнове­
нию воздуха в шахтную печь, попадают в верхние слои шахты, заполненной пере­
рабатываемым материалом. Опускаясь под действием силы тяжести, перерабаты­
ваемый материал нагревается за счет теплоты уходящих газов, движущихся
260

навстречу движению слоя материала в шахте печи. В верхней части печи при
отсутствии свободного кислорода отходы проходят стадии сушки и пиролиза,
сопровождающиеся интенсивным газовыделением. В средней части шахты начи­
нают протекать основные реакции силикатообразования аморфной составляющей
отходов за счет теплоты уходящих газов.
Негазифицированная часть отходов и тугоплавкие неорганические составляю­
щие поступают в зону горения и плавления шлака. Шлаковый расплав попадает в
приемную ванну, где усредняется, перегревается и через узел слива направляется
в бокс приемка расплава. После охлаждения расплава в приемных контейнерах
застывший шлак отправляется на захоронение.
В качестве плазмообразующего газа используется воздух. Для переработки
отходов применяются плазмотроны постоянного тока мощностью 60—150 кВт.
Установка находится под разрежением около 200 Па, создаваемым дымососом,
выбрасывающим отфильтрованные продукты сгорания в атмосферу.
Получаемый на выходе из печи пирогаз содержит горючие газы, пары смолис­
тых веществ и аэрозоли сажи и золы. Их сжигают с избытком воздуха при темпе­
ратуре 1000—1300 °С в камере сжигания пирогаза, представляющей собой двух­
ходовой аппарат, состоящий из форкамеры, центральной и периферийной
реакционных камер. Дутьевой воздух подается в камеру сжигания пирогаза сту­
пенчато: 50 % его вводится тангенциально в форкамеру, а 50 % — в реакционную
камеру.
Теплота сгорания получаемого в шахтной печи пирогаза зависит от морфоло­
гии отходов и достигает 4,5—5,5 МДж/кг, поэтому после начального нагрева с
помощью плазмотрона необходимая температура в камере сжигания пирогаза под­
держивается за счет теплоты, выделяющейся при сгорании пирогаза, при выклю­
ченном плазменном источнике нагрева. Эта камера позволяет провести полное
сжигание не только пирогаза, но и смол, сажи, что позволяет выделить дополни­
тельное количество теплоты, а ступенчатый ввод воздуха препятствует образова­
нию оксидов азота. Такие условия в сочетании с временем пребывания уходящих
газов в камере, равным около 2 с, гарантируют глубокое окисление органических
соединений.
Степень очистки в камере сжигания уходящего из шахтной печи пирогаза от
горючих компонентов (летучих и тяжелых углеводородов, смолистых веществ,
водорода, оксида углерода, аммиака, углерода, цианистого водорода) составляет
99,9—100 %, от аэрозолей — 87—99 % в зависимости от их содержания в пирогазе и доли в нем негорючих компонентов.
Уходящие из камеры сжигания газы охлаждают до 200—250 °С в полом кон­
тактном теплообменнике за счет впрыска в газовый поток воды, очищают от аэро­
зольных частиц в рукавном фильтре, нейтрализуют агрессивные компоненты
(НС1, N0^, SOx) в блоке «мокрой» очистки и направляют для доочистки в филь­
тры. Быстрое охлаждение позволяет значительно снизить количество диоксидов в
уходящих газах, образование которых наиболее вероятно в интервале температур
300—600 °С.
Объемный расход уходящих газов на выходе из шахтной печи колеблется в пре3

3

делах 100—150 м /ч, на выходе установки — в пределах 450—550 м /ч, что в
1,5—2 раза ниже объемного расхода газовых выбросов камерных печей. Производи­
тельность установки сжигания ТРО с шахтной печью составляет около 200 кг/ч.
261

Полученные радиоактивные шлаки устойчивы к химическому воздействию.
137

Массовая скорость выщелачивания радионуклидов ( Cs) из шлаков в воду в сред­
нем на порядок ниже подобного показателя для боросиликатного стекла и находится на уровне 10 г/(см -сут). Плотность шлаков составляет 2,7—2,9 г/см ,
механическая прочность — 600—800 МПа.
Преимуществами плазменного шахтного процесса перед традиционным сжига­
нием отходов являются: 1) отсутствие необходимости тщательной сортировки
отходов; 2) возможность получения конечного продукта в одной установке без
промежуточных стадий; 3) существенное сокращение (в 1,5—2 раза) объема газо­
вого выброса в атмосферу в результате применения плазменных источников
нагрева вместо топливных устройств. Плазменная шахтная технология позволяет
эффективно перерабатывать не только радиоактивные, но и промышленные, меди­
цинские и бытовые отходы.
Богатый опыт по сжиганию низкоактивных ТРО накоплен в США. Здесь была
принята концепция сооружения региональных центров сжигания в связи с дефи­
цитом площадок для хранения РАО. В основе концепции лежало положение, что
расходы на использование установки сжигания ТРО низкого уровня активности
должны быть сопоставимы с расходами на транспортировку этих отходов до пло­
щадки их хранения. Исследования показали, что конкурентоспособность регио­
нальной установки сжигания достигается в случае, если количество сжигаемых
ТРО будет составлять 4000—5000 м /год. При этом предполагалось, что сжигае­
мыми отходами могут быть не только ТРО АЭС, но и отходы различных отраслей
промышленности, научных лабораторий и медицины, а уменьшение объема отхо­
дов будет составлять ориентировочно 96 %.
Установка для сжигания отходов (рис. 12.6), рассчитанная на круглосуточную
работу, представляет собой блок сдвоенных камер с контролируемой инжекцией воз­
духа в камеру зажигания и 100 %-ной подачей избыточного воздуха в камеру сгора­
ния. Твердые радиоактивные отходы загружаются в камеру зажигания, где сжигаются,
превращаясь в летучие вещества, которые дожигаются в камере сгорания. Жидкие
отходы через инжекторную насадку также подаются в первичную камеру, где жид­
кость испаряется; дожигание твердого остатка проходит во второй камере.
Поток золы регулируется с помощью шиберного затвора. Зола удаляется в
емкости вместимостью 200 л. Турбинные масла, направляемые на сжигание, пред­
варительно фильтруются. Уходящие газы проходят скрубберную систему для удале­
ния взвешенных частиц и снижения температуры. В качестве промывочного рас­
твора применяется гидроксид натрия. Промытые газы проходят через насадочную
колонну для удаления неорганических кислот и углеводородов. Содержание солей в
промывочной жидкости контролируется за счет продувки в барабан испарителя.
После насадочной колонны имеется система «сухих» фильтров: фильтр предвари­
тельной очистки, первая ступень высокоэффективного фильтра, два угольных филь­
тра и вторая ступень высокоэффективного фильтра. Очищенные в фильтрах про­
дукты сгорания выбрасываются в вентиляционную трубу, на входе в которую
смонтированы датчики дистанционного измерения активности потока газа.
Подобные по конструкции установки сжигания ТРО эксплуатируются в
Канаде. Они имеют достаточно удовлетворительные показатели. Опыт их работы
позволил прийти к выводу, что сжигание ТРО при ограниченной подаче воздуха
(и как следствие с образованием продуктов пиролиза) является эффективным
262

Рис. 12.6. Схема установки для сжигания отходов:
/ — питающий транспортер и измельчитель; 2 — гидравлическое загрузочное устройство; 3 — топоч­
ный плунжер; 4 — инжектор жидких отходов; 5 — камера зажигания; 6 — камера сгорания; 7 —
подача воздуха; 5, 9, 14 — подача газа; 10 — инжекция пара; 11 — накопитель золы; 12 — шиберный
затвор; 13 — жидкие отходы; 15 — воздух в зону горения; 16 — станция тушения; 77, 23 — скубберы;
18 — система фильтрации; 19 — испаритель; 20 — вода охлаждения; 21 — теплообменник; 22 — оро­
ситель; 24 — подача пара; 25 — подогреватель; 26 — подача раствора соды; 27 — вода для подпитки;
28, 29 — фильтры первой и второй ступеней; 30 — поглотитель с угольной древесной загрузкой; 31 —
фильтр тонкой очистки; 32 — вентилятор; 33 — вентиляционная труба

методом обработки отходов [80, 81]. Установки рассчитаны на периодические
загрузки (до 1300 кг ТРО) за 24-часовой цикл. В качестве примера на рис. 12.7
приведена схема установки. Первичная камера вместимостью около 11м пред­
ставляет собой вертикальный цилиндр, изготовленный из нержавеющей стали.
Внешняя кольцевая обечайка камеры предназначена для непрямого обогрева или
охлаждения ее потоком воздуха. Горение обеспечивается с помощью пропановой
форсунки.
Предусмотрена также подача пара в нижнюю часть первичной камеры для
интенсификации горения угля. Продукты пиролиза, образующиеся в первичной
камере, сжигаются в форсажной камере при температуре около 1000 °С и подаче
избытка воздуха. Пропановая форсунка предварительно прогревает форсажную
камеру и во время пиролиза служит источником теплоты, поддерживая температуру
в форсажной камере при сгорании угля. Вторичная подача воздуха в камеру осу­
ществляется из кольцевого зазора первичной камеры. Продукты сгорания охлажда­
ются до примерно 200 °С в теплообменнике и проходят фильтрацию в рукавном
фильтре, двух высокотемпературных фильтрах и двух фильтрах тонкой очистки.
Объем ТРО сокращался примерно в 150 раз, а масса — примерно в 30 раз. Уста­
новка оснащена системой дистанционного контроля активности содержимого филь­
тров. Зола от сжигания ТРО брикетируется и подвергается битумированию [82].
В ряде случаев на установках сжигания ТРО применялось цементирование
зольного остатка методом «двойной бочки»: зола загружалась в малую бочку,
которая помещалась в большую, а пространство между ними заливалось бетоном.
263

гтъ
N

с
X

Щ,1000°С
Dt Ч.б

с

500 °С

гт=
\ _ /

Lffl

Рис. 12.7. Схема установки для сжигания ТРО:
7 — узел золоудаления; 2 — первичная камера; 3 — кольцевая воздушная камера; 4 — сброс избыточ­
ного давления; 5 — форсажная камера; 6 — теплообменник; 7 — система фильтров

Однако более перспективным методом явилось цементирование золы совместно с
кубовым остатком в одной 200-литровой бочке, причем в смесь золы и кубового
остатка кроме цемента дозировались цеолитовый туфит и оксид кальция в соотно­
шении цемент : цеолит : СаО как 1 : 0,5 : 0,5. Данная методика позволяла увели­
чивать содержание золы в цементируемом продукте до 50 % (по массе), при этом
время отверждения продукта снижалось с 15 до 6 ч. Экстрагируемость радионук­
лидов не увеличивалась. Плотность полученного продукта составляла около
3

3

1,70 кг/дм . В 200-литровой бочке содержалось около 170 кг золы и 127 дм кубо­
вого остатка. Общая активность содержимого бочки составляла ориентировочно
3—5 ГБк, а мощность дозы излучения на поверхности бочки достигала 2—4 мГр/ч.
Исходя из этого было рекомендовано в 200-литровую бочку загружать не 50 %
(по массе) золы, а только 40 %, что несколько снижало степень радиационной
опасности для персонала.
На АЭС России для переработки горючих отходов предусматриваются отделе­
ния сжигания. В качестве примера на рис. 12.8 представлена технологическая
схема такого отделения. Отделение включает в себя узел подачи отходов, печь
сжигания, узел выгрузки золы, систему охлаждения и очистки газообразных про­
дуктов сгорания и вспомогательное оборудование.
Сжигаемые отходы после сортировки и комплектации упаковок загружаются в
печь через специальный шлюз, предотвращающий унос пыли в помещение. Для
сжигания используется двухкамерная печь 2 с периодической загрузкой, работаю­
щая на жидком топливе. Производительность печи по твердым РАО составляет
80 кг/ч, по жидким горючим РАО — 30 кг/ч. Основной процесс горения прово264

12

*=L
15

9
На отверждение
На отверждение
Рис. 12.8. Технологическая схема отделения сжигания ТРО:
/ — лифт подачи ТРО; 2 — печь сжигания; 3 — емкость приема золы и сажи; 4 — противовзрывная
ловушка; 5 — теплообменники; 6 — рукавный фильтр; 7 — скуббер; 8 — накопительная емкость; 9 —
емкость подпитки; 10 — ловушка; 11 — фильтр ФАРТОС-500; 12 — гидрозатвор; 13 — вибротранспор­
тер; 14 — вентиляторы; 15 — насосы

дится при 600—950 °С; в камере сжигания поддерживается температура 800—
1000 °С. Разрежение в камере сжигания составляет не менее 200 Па.
Уходящие продукты сгорания отдают часть теплоты в подогревателе-рекупера­
торе 5, они проходят рукавный фильтр 6, орошаемый скруббер 7 и после тонкой
очистки в фильтре ФАРТОС-500 77 сбрасываются через вентиляционную трубу в
атмосферу. Значения активности газовых выбросов приведены в табл. 12.5.
Суммарный коэффициент очистки продуктов сгорания от радионуклидов
составляет примерно 99 %, от аэрозолей — 99,9 %. Сопротивление всей системы
газоочистки равно не более 6000 Па. Средняя удельная активность уходящих
газов составляет примерно (1-^2)' 10~1 Ки/л, содержание твердой фазы в них не
превышает 2 мг/м .
Первоначальный объем отходов после сжигания уменьшается в 50—100 раз.
Образующаяся зола периодически удаляется из печи через специальные шлюзы с
защитными шиберами и поступает в приемную емкость 3 (см. рис. 12.8), где осу­
ществляется приготовление пульпы. Туда же с помощью вибротранспортера 13
подается сажа из сборников фильтров. Пульпа направляется на отверждение сов­
местно с концентрированными жидкими РАО. Возможен также сброс золы в 100литровые герметичные контейнеры с последующими упаковкой их в 200-литро­
вые бочки и заливкой пространства между контейнером и бочкой бетоном.
Проектная продолжительность работы установки сжигания 16 000 ч. Кроме золы
при работе установки сжигания образуются ЖРО в количестве около 300 м /год, кото­
рые подлежат отверждению совместно с другими ЖРО.
265

Таблица 12.5. Среднегодовая усредненная суточная активность газовых выбросов
из блока переработки твердых отходов
Радионуклид

" ^

Период полураспада Tl/2

Активность
Бк/сут

Ки/сут

2 сут

5,00-103

1,35-10" 7

54

Мп

291 сут

2,55-103

6,88-10" 8

55

Fe

2,6 года

1,83 - 1 0 4

4,95-10" 7

59

Fe

45 сут

1,10-10 2

2,98-10" 9

58

Со

71,3 сут

9,00-102

2,43-10" 8

60

Со

5,27 года

5,55-103

1,48- 10"7

368 сут

5,77-103

1,56-10" 7

28 сут

8,21 - 1 0 2

2,22-10" 8

,06

90

Ru

Sr

134

Cs

2,2 сут

5,73-102

1,55-10" 8

137

Cs

30 лет

1,48-10 4

4,00-10" 7

—

5,44-104

1,47-10" 6

Всего

Бочки с цементированными РАО могут помещаться в железобетонные контей­
неры с габаритными размерами 1000x1000x1200 мм, которые направляются на
площадку временного хранения.
12.3.2. Прессование ТРО

Прессованию подлежат ТРО, если мощность дозы излучения на расстоянии
10 см от поверхности упаковки с отходами не превышает 0,5 мЗв/ч (50 мбэр/ч).
Для организации переработки отдельных категорий металлических и неметалли­
ческих отходов предусматривается создание отделения прессования. В отделении
размещаются узел приемки и промежуточного хранения отходов; узел дополни­
тельного фрагментирования, контроля и сортировки; узел контейнеризации вто­
ричных отходов; узел прессования; площадка временного хранения спрессован­
ных отходов.
Непосредственно для прессования лома и отходов с толщиной стенки не более
3 мм обычно используются гидравлические прессы с усилием 100—1000 т. Время
цикла прессования составляет ориентировочно 3 с, производительность — примерно 3 м /ч при полуавтоматическом режиме работы. Конечный продукт прес­
сования — пакеты (кипы) ТРО или жестяные цилиндры с ТРО.
Пресс размещается в специальном изолированном боксе, снабженном подъ­
емно-транспортными средствами. Во время прессования бокс вентилируется.
Отводимый воздух проходит очистку в аэрозольных фильтрах. Для уменьшения
объема фрагментов трубопроводов и арматуры, имеющих толщину стенки более
3 мм, возможно использование компактора с усилием 200 тыс. т.
Прессование легковесных отходов и металлического скрапа может также осу­
ществляться непосредственно в контейнерах (стандартных 200-литровых метал266

лических бочках) с помощью специального прессовочного комплекса. Комплекс
включает в себя устройство приема и загрузки отходов, пресс, систему принуди­
тельной вентиляции с очисткой отводимого воздуха в фильтрах, манипуляторы и
рольганги для перегрузки и транспортировки бочек. Ориентировочная производительность комплекса по исходящему продукту равна около 1,8 м /ч при коэффи­
циенте сокращения объема 4—5. Объем отводимого на фильтрацию воздуха
составляет примерно 1000 м /ч, эффективность системы газоочистки по аэрозо­
лям — 99,9 %, по йоду — 99,0 %. Режим работы комплекса — полуавтоматический.
Для уменьшения объема полимерных материалов (пластиката покрытия полов,
винипласта) может быть использован метод горячего прессования. Совместно с
поливинилхлоридными пластиками могут также перерабатываться резина, фто­
ропласт, полиэтилен, защитные и аккумулирующие покрытия на основе поливи­
нилового спирта или поливинилацетата.
Сущность метода заключается в том, что при горячем прессовании за счет
сплавления гранул поливинилхлоридных пластиков образуется компактный блок
отходов, в котором надежно фиксируются радионуклиды [массовая скорость
выщелачивания составляет примерно 10" г/(см -сут)].
Полимерные материалы после предварительной фрагментации (гранулы разме­
ром 5—8 мм) с помощью роторно-ножевого измельчителя производительностью
до 1000 кг/ч и усреднения состава дозируются в обогреваемую пресс-форму диа­
метром 270 мм и высотой 230 мм. Продолжительность нагрева составляет около 1 ч,
температура — 150 °С, рабочее давление — 3,5 МПа. Охлаждение полученного
блока осуществляется в течение 1 ч при температуре 15 °С. Объем прессованных
отходов уменьшается по сравнению с первоначальным в 2—2,3 раза.
В процессе горячего прессования не происходит выделение радиоактивных
аэрозолей. Массовая скорость выделения соляной кислоты 0,01 мг/(кг-ч). Спрессо­
ванные отходы (в бочках или в виде пакетов) упаковываются в железобетонные кон­
тейнеры габаритными размерами 1000x1200x1400 мм и направляются на хранение.
12.3.3. Плавление ТРО

На действующих АЭС и радиохимических комбинатах находится на хранении
в виде радиоактивных отходов большое количество теплоизоляционных материа­
лов (стекловолокно, минеральная вата, базальтовое волокно). Значительный
объем и отсутствие эффективного способа переработки отработавшей теплоизоля­
ции создают серьезные проблемы при хранении ТРО этого типа.
Для уменьшения объема и создания условий экологически безопасного хране­
ния и захоронения радиоактивных (10~ — 10~ Ки/кг) теплоизоляционных мате­
риалов, образующихся на АЭС и радиохимических производствах, существует
метод их переплавки [83].
По химическому составу применяющиеся на АЭС теплоизоляционные матери­
алы (табл. 12.6) близки к матричным композициям, используемым в России и за
рубежом для отверждения жидких радиоактивных отходов, что гарантирует полу­
чение при переплавке загрязненной радионуклидами теплоизоляции механически
прочных и химически устойчивых конечных материалов.
Известно несколько способов переплавки теплоизоляционных материалов.
Согласно одному из них плавление проводится в индукционной печи, где для
уменьшения температуры проведения процесса (до 1200 °С) и коррозионного воз267

Таблица 12.6. Химический состав теплоизоляционных материалов
Химический состав, % (по массе)
Материал

Si0 2

А1203

Na 2 0

СаО

MgO

Стекловолокно

55—59

2—5

11—15

16—22

6—10

Минеральная вата

38—50

5—16

20—35

4—9

49

11,2

12,4

4,05

Базальтовое волокно

ВаО

Fe 2 0 3

Прочее

1—10
1,43

16,3

6,19

действия на конструкционные материалы плавителя в исходную теплоизоляцию в
качестве флюса, снижающего температуру плавления, добавляется оксид железа
FeO в количестве 10—25 % массы теплоизоляции.
Согласно другому способу для снижения температуры процесса переплавки
теплоизоляции проводится смешение ее и совместное плавление с другими радио­
активными отходами, образующимися на АЭС, например с продуктами кальцина­
ции ЖРО. Содержащиеся в них оксиды бора и натрия способствуют снижению
температуры плавления и получению химически устойчивого боросиликатного
стекла. Количество этих добавок составляет 20—40 % массы стекловолокна.
К недостаткам данных способов следует отнести необходимость проведения
дополнительных операций — измельчение теплоизоляции и смешение ее с флю­
сующими добавками. Кроме того, дополнительные добавки увеличивают объем
конечного продукта.
Кроме указанных способов известны предложения по использованию для этих
целей электродуговых плавителей с керамической футеровкой. Однако примене­
ние плавителей данного типа вследствие ограниченного срока службы футеровки
и образования значительного объема вторичных отходов при ее замене, а также
значительных габаритных размеров и отсутствия опыта эксплуатации их в про­
цессах переработки радиоактивных материалов считается нецелесообразным.
Альтернативным техническим решением является использование в качестве
печи для переплавки теплоизоляции индукционного плавителя с «холодным» тиг­
лем. Конструкционные и технологические особенности индукционных печей с
«холодным» тиглем позволяют проводить процесс плавления различных материа­
лов в широком диапазоне температур (до 2500 °С) без существенных проблем,
связанных с коррозионной устойчивостью конструкционных материалов. Поэтому
переплавка теплоизоляции может проводиться без введения флюсующих добавок,
снижающих температуру плавления и увеличивающих объем конечного продукта.
К преимуществам плавителей с «холодным» тиглем следует отнести малые
габаритные размеры при высоких значениях удельной производительности и воз­
можность дистанционной замены и ремонта.
В последние годы метод плавления в «холодном» тигле успешно применяется
для переработки радиоактивных отходов. Имеются действующие промышленные
и пилотные установки во Франции, Южной Корее и России.
Конечный продукт переплавки теплоизоляции в «холодном» тигле имеет
высокую гидролитическую устойчивость и механическую прочность. Коэффици­
ент сокращения объема равен примерно 40; массовая скорость выщелачивания
радионуклидов составляет: для Na — 6,6 е 10" г/(см -сут); для Cs и Sr —
—7

2

менее 10 г/(см всут).
268

Рис. 12.9. Принципиальная схема электрошлаковой
печи [84]:
7 — стандартная бочка-упаковка; 2 — бак охлаждения;
3 — водоохлаждаемая крышка; 4 — бункер подачи теп­
лоизоляции; 5 — электрод; 6 — силовой кабель

В принципе методом «холодного» тигля
можно компактировать бетон, кирпич и золь­
ный остаток установок сжигания ТРО, остекловывать концентрированный кубовый оста­
ток и солевой плав [83]. Однако для
индукционных печей с «холодным» тиглем
присущи такие недостатки, как низкая хими­
ческая устойчивость, образование коронар­
ных разрядов и паровых свищей, неремон­
топригодность тигля. Исследования показали, что более эффективной является
переплавка теплоизоляции в электрошлаковой гарнисажной печи, в которой в
качестве металлического тигля используется стандартная бочка-упаковка вмести­
мостью 200 л [84]. В процессе переплавки ТРО бочка-упаковка охлаждается
водой (рис. 12.9).
Требуемую температуру шлаковой ванны поддерживают за счет пропускания
через расплавленный шлак электрического тока с помощью погруженных элект­
родов в режиме прямого нагрева сопротивлением. Тонкий слой шлакового гарнисажа, образующийся на внутренней поверхности тигля-бочки, предохраняет его
от прожигания и уменьшает тепловые потери. Тигель-бочка после наполнения
извлекается из печи и закрывается крышкой.
Результаты, полученные при проведении экспериментальных работ по пере­
плавке в такой печи стекловолокна, показали возможность и эффективность исполь­
зования данного способа для переработки радиоактивных теплоизоляционных мате­
риалов, а также бетона, кирпича, строительного мусора, золы, сажи и металла.
Проверены различные варианты электродов — от штатных графитовых до электро­
дов в виде металлических труб с различными наполнителями (графит, металличе­
ские фрагменты). Вскрыты и проверены поверхности тигля. Было отмечено, что на
внутренней поверхности его, под слоем гарнисажа, сохранилась даже первона­
чальная краска, что свидетельствует о нормальном температурном режиме.
В результате переплавки стекловолокна удается существенно (примерно в 60 раз)
уменьшить объем РАО этого типа и получить конечный материал с очень высокой
гидролитической устойчивостью [массовая скорость выщелачивания нуклидов Cs
—7

2

и Si в установившемся режиме составляет менее 10 г/(см • сут)].
На основе экспериментальной создана опытно-промышленная установка мощ­
ностью 500 кВт как в стационарном, так и в мобильном варианте. Установка рабо­
тает следующим образом. В загрузочное устройство подаются фрагментированные отходы, и через отверстие в крышке они поступают в бочку, где равномерно
распределяются в нижней части тигля. Включаются в работу электроды, и образу­
ется шлаковое зеркало, на котором происходит расплавление отходов. Газообраз­
ные продукты плавления поступают в фильтры очистки.
К преимуществам плавителей типа тигель-бочка по сравнению с другими плавителями следует отнести: низкую стоимость; простоту управления; малые габа269

ритные размеры при высоких значениях удельной производительности; широкий
температурный интервал проведения процесса, что позволяет существенно рас­
ширить перечень кондиционируемых материалов.
Процесс плавления РАО позволяет заменить процесс прессования большей
части радиоактивных отходов и при этом получить значительный коэффициент
уменьшения объема.
Основные технологические операции при кондиционировании ТРО с примене­
нием электротермической установки (рис. 12.10) следующие:
1) подготовка ТРО к переплавке: фрагментация, затаривание в капсулы;
2) переплавка в водоохлаждаемом тигле электротермической печи кремнеземсодержащих РАО и включение в расплав каменно-стеклянной массы фрагментированных РАО. При этом РАО в тигель вводятся через загрузочное устройство в

Разгрузочная
площадка
тигля-бочки

Рис. 12.10. Принципиальная схема кондиционирования ТРО в электротермической печи [84]
270

виде капсул, подаваемых дискретно-непрерывно в ходе цикла плавления с пло­
щадки обслуживания печи;
3) транспортировка тигля со стекломассой к узлу охлаждения, узлу кантования
и затаривания, удаление контейнеров с ТРО для временного хранения;
4) охлаждение тиглей со стекломассой в камерах охлаждения;
5) очистка уходящих газов;
6) сбор и удаление ЖРО системы газоочистки и ТРО, образующихся в ходе
эксплуатации технологического оборудования.
В результате проведенной ориентировочной оценки технико-экономических
показателей комплекса кондиционирования производительностью 700 т/год полу­
чены следующие данные [84]:
1) установленная мощность электропотребителей — 750 кВт, в том числе трех
электротермических установок — 3 • 160 кВт = 480 кВт;
2) производительность системы технологической воздухоочистки при нормальных условиях — 5 тыс. м /ч;
3) объем образующихся в системе воздухоочистки ЖРО — 20 м /год.
12.3.4. Бактериологическая переработка ТРО

В 1983 г. в ФИНЛЯНДИИ была выдвинута идея микробиологической обработки
как сухих, так и жидких отходов, а в 1986 г. была создана первая промышленная
установка. Выяснено, что большинство органических веществ, т.е. пластмасс и
резин, разрушаются под действием бактерий в течение приемлемого времени. При
этом для материалов, содержащих целлюлозу, коэффициент уменьшения объема
приближается к значению, достигаемому при сжигании, и равен 10—20. Летучая
составляющая продукта переработки содержит 50—80 % метана, 20—50 % диок­
сида углерода, 1—2 % водорода и его сульфида. Радионуклиды С и Н входят в
состав летучих компонентов, в то время как другие радиоактивные элементы
остаются в воде или в твердом остатке. Этот процесс переработки радиоактивных
отходов первоначально планировалось использовать для разложения чисто орга­
нических материалов. Однако в дальнейшем исследовались возможности перера­
ботки и ионообменных смол, состоящих в основном из органических веществ.
Была создана экспериментальная система для биологической обработки неко­
торых пластмасс и синтетических смол, считавшихся не подверженными разложе­
нию, и был разработан биореактор, в котором выведенный штамм бактерий раз­
рушал предварительно обработанный синтетический материал. Затем была
создана промышленная установка. Конечными продуктами переработки являлись
метан, диоксид углерода и вода с небольшим содержанием радиоактивных приме­
сей, которую можно обрабатывать известными способами.

12.4. Контейнеризация и транспортировка РАО
Технология кондиционирования РАО, предшествующего их контейнеризации,
предполагает отсутствие в РАО топливных компонентов, ядерных и делящихся
материалов. Контейнеризации подлежат отходы, прошедшие первичную перера­
ботку (сжигание, прессование, отверждение), фрагментированные (металлические
трубопроводы, оборудование, строительные конструкции) и неперерабатываемые
(например, непереработанный графит) отходы. Упаковочные комплекты для этих
271

видов ТРО с учетом ориентации технологии обращения с ними на вывоз для захо­
ронения в региональный могильник должны соответствовать всем требованиям
правил радиационной безопасности (в том числе и при операциях сбора, контей­
неризации, хранения, транспортировки и захоронения).
Обеспечение безопасности всех операций регламентируется специальными пра­
вилами, которые разрабатываются в виде международных и национальных норм. В
России действуют правила, в основу которых положены нормы МАГАТЭ. Согласно
этим нормам, при организации контейнеризации и транспортировки радиоактивных
веществ необходимо соблюдать следующее: 1) ограничение уровня излучения,
исходящего от упаковки и транспортных средств; 2) ограничение уровня излучения
на транспортных средствах и числа упаковок в них; 3) ограничение активности
радиоактивных отходов в данной упаковке; 4) особые требования к упаковочным
комплектам; 5) ограничение радиоактивного загрязнения поверхностей упаковки;
6) требование маркировки упаковок и транспортных средств [12].
Степень радиационной опасности при контейнеризации и транспортировке РАО
зависит от значения активности РАО, вида и значения энергии излучения, степени
токсичности РАО, периода полураспада нуклидов, содержащихся в РАО, вида РАО и
состояния упаковок. При этом должны быть учтены все виды лучевого воздействия
РАО на персонал, население и окружающую среду, предусмотрены защитные
мероприятия, снижающие суммарную дозу внешнего и внутреннего облучения от
всех источников до уровней, не превышающих предельно допустимой дозы (ПДЦ)
или предела дозы (ПД) облучения для лиц различных категорий.
Защита персонала, населения и окружающей среды в соответствии с мультибарьерной концепцией основана на проведении мероприятий, создании и использо­
вании ряда искусственных и естественных барьеров, которые препятствуют распро­
странению радионуклидов и выполняют роль радиационной защиты. Основными
барьерами, создаваемыми в процессе сбора, переработки, контейнеризации, хране­
ния и транспортировки РАО, являются инженерные средства, оборудование и соору­
жения. При удалении из экосферы кондиционированных РАО одним из основных
барьеров следует считать наряду с физико-химическими свойствами отходов и гео­
логической формацией защитный упаковочный комплект (контейнер).
Упаковочный комплект — это устройство, которое предназначено для транс­
портировки и временного хранения РАО с обеспечением ядерной и радиационной
безопасности, т.е. защиты от негативного воздействия излучения персонала, насе­
ления и окружающей среды.
Одним из основных исходных положений при разработке решений по контей­
неризации РАО является концептуальный постулат о вывозе отходов (после пери­
ода временного хранения) за пределы промплощадки АЭС для захоронения в
региональном могильнике. Для исключения необходимости технологических опе­
раций вторичного кондиционирования РАО по истечении периода временного
хранения упаковочные комплекты должны разрабатываться с ориентацией на тре­
бования, предъявляемые к транспортным упаковочным комплектам. Очевидно,
что за счет конструкций ТУК должна сохраняться возможность организации вре­
менного хранения, а вероятно, и захоронения РАО.
Операция контейнеризации представляет собой связующее звено между пер­
выми этапами обращения с РАО (сбор, сортировка, переработка) и последующими
(хранение, транспортировка, захоронение).
272

Контейнеризация — это заключительный этап кондиционирования РАО:
помещение их в универсальную защитную упаковку, позволяющую упростить и
унифицировать инженерные решения обращения с РАО на всех этапах после кон­
тейнеризации, а также повысить безопасность и надежность обработки, транспор­
тировки, хранения и захоронения РАО за счет исключения операций по их допол­
нительным перегрузкам и сохранения целостности и защитных свойств упаковки.
Защитные контейнеры являются одним из центральных элементов реализации
системы обращения с РАО, во многом определяющим безопасность и технологич­
ность этой системы [84].
Конструкции контейнеров-упаковок многовариантны. Многовариантность
обусловлена тем обстоятельством, что контейнеры должны использоваться как
для упаковки кондиционированных эксплуатационных ТРО и ЖРО, так и радио­
активных отходов, образующихся при выводе энергоблоков из эксплуатации
(рис. 12.11).
Признаки
классификации

Область
применения

Контейнеры для эксплуатационных РАО
и РАО, образующихся при выводе ядерных энергоблоков из эксплуатации

Транспортировка

Сбор, временное
хранение,
транспортировка

Сбор,
хранение,
транспортировка

Сбор,
хранение,
транспортировка,
захоронение

тп
Кратность
использования

Многоразовые
(оборотные)

Одноразовые
(невозвратные)

Конструкционный
материал

Металлические
(чугунные)

Неметаллические
(бетон, армоцемент)

1

Число
слоев

Однослойные

Наличие
внутренней
облицовки

Без облицовки

Многослойные

п—

Форма
кондициони­
рования РАО

С облицовкой
"Г

Металлические
бочки,
барабаны

Е

11

Пластикатовые
и другие
упаковки

Твердые
без упаковки

Отвержденные
без упаковки

Твердые,
первичные
упаковки
с заливкой
отвержденными!
РАО

Рис. 12.11. Модификации контейнеров [86]:
— для контейнеров одноразового использования;

для контейнеров многоразового исполь-

273

Таблица 12.7. Транспортные категории контейнеров-упаковок
Транспортная
категория

Цвет
этикетки

I

Предельно допустимая мощность эквивалентной дозы излучения, мЗв/ч (мбэр/ч)
на наружной поверхности упаковки

на расстоянии 1 м
от наружной поверхности упаковки*

Белый

0,005 (0,5)

Не учитывается

II

Желтый

0,5 (50)

0,01 (1)

III

»

2,0 (200,0)

0,10(10)

IV

»

10,0(1000)

0,50 (50)

* Если диаметр упаковки более 0,58 м, то нормируемым показателем является мощность дозы излучения
на расстоянии 1 м от упаковки.

Все контейнеры-упаковки по уровню излучения делятся на четыре транспорт­
ные категории: I, II, III, IV (табл. 12.7). Уровень излучения при транспортировке
радиоактивных веществ нормируется в двух точках: на поверхности упаковки и на
расстоянии 1 м от нее.
Как излагалось выше (см. § 3.3), все контейнеры-упаковки в зависимости от
характеристики транспортируемых РАО делятся на три разновидности: промыш­
ленные; упаковки типов А и В.
В промышленных упаковках (Ip-Industrial Package) транспортируют радиоактив­
ные вещества низкой удельной активности или поверхностно-загрязненные объ­
екты. При этом к веществам низкой удельной активности (LSA — Low Specific
Activity) относятся руды, концентраты, природный или обедненный уран, радио­
активные отходы, единица массы которых имеет удельную активность, ограничен­
ную установленными средними значениями.
К поверхностно-загрязненным объектам (SCO — Surface Contaminated Object)
относятся нерадиоактивные объекты, на поверхности которых содержатся радио­
активные загрязнения.
В зависимости от назначения промышленные упаковки делятся на три типа: IP-1;
IP-2; IP-3.
В упаковках типа В транспортируют ОЯТ и радиоактивные вещества неограни­
ченной активности, т.е. превосходящие по уровню активности пределы Ах и А2
(см. § 3,3).
Характеристика упаковочных комплектов. Отвержденные эксплуатацион­
ные РАО имеют удельную активность на уровне активности отходов группы II,
основной вклад в которую вносят радионуклиды продуктов деления и коррозии.
Твердые радиоактивные отходы, образующиеся при выводе ядерного энергоблока
из эксплуатации (в ходе демонтажа и фрагментации оборудования, оснастки, тру­
бопроводов, строительных конструкций), по радиоактивной загрязненности будут
относиться к отходам групп I—III. Их радионуклидный состав будет определяться
изотопами осколочного, коррозионного происхождений и наведенной активностью.
Эксплуатационные отвержденные РАО и ТРО от вывода энергоблока из эксплу­
атации должны транспортироваться в упаковках типа А. При этом особого внима­
ния заслуживают проблемы контейнеризации и транспортировки РАО от вывода
энергоблоков из эксплуатации, так как в недалеком будущем в этом направлении
будут развернуты широкомасштабные работы.
274

Считается, что наиболее приемлемым вариантом контейнеризации большин­
ства видов РАО от вывода энергоблоков из эксплуатации, исходя из специфики
отходов, их количества, инженерных решений по первичной переработке и техно­
логии обращения с ними, является использование неметаллических (например,
бетонных) невозвратных защитных контейнеров, предназначенных для сбора, хра­
нения, транспортировки и захоронения РАО, имеющих различные унифицирован­
ные типоразмеры. Достоинствами ТУК на основе бетонных невозвратных защит­
ных контейнеров являются: возможность размещения РАО как в первичной
упаковке, так и без нее; простота погрузочно-разгрузочных операций; возможность
непосредственного контакта персонала с упаковками РАО групп I и II при выпол­
нении операций загрузки и размещения в могильниках и хранилищах; простота
инженерных решений по организации хранилища упаковок и возможность его раз­
мещения в освободившихся после демонтажа оборудования помещениях энерго­
блока; возможность извлечения и перезахоронения упаковок в региональные
могильники любого типа (в том числе и в глубоко залегающие геологические фор­
мации); надежность и безопасность захоронения (долговременного хранения) РАО.
Применение металлических оборотных защитных контейнеров потребовало
бы: обязательной первичной упаковки отвержденных и твердых РАО либо пылеподавления при проведении операций загрузки контейнера и разгрузки в могиль­
нике; дистанционного проведения операций загрузки и разгрузки контейнеров;
обязательной дезактивации оборотных контейнеров и переработки значительных
объемов вторичных жидких РАО; более сложной конструкции могильников для
обеспечения достаточной безопасности захоронения. Кроме того, значительно
усложнилось бы перезахоронение РАО в первичной упаковке (например, битумированных РАО в 200-литровых бочках).
Анализ показал [86], что целесообразно использовать варианты комбинирован­
ных ТУК, состоящих из двух контейнеров: бетонного невозвратного защитного и
металлического оборотного защитного (рис. 12.12). Следует отметить, что воз­
можно расширение области поиска инженерно-технических решений по совер­
шенствованию и оптимизации конструкций ТУК на основе принципа ALARA.
В табл. 12.8 в качестве примера представлены варианты комбинированных
транспортных упаковочных комплектов типов А и В, предназначенных для транс­
портировки, хранения и захоронения кондиционированных РАО с активностями,
характерными для эксплуатационных отходов и отходов, образующихся при
выводе энергоблоков из эксплуатации.
Бетонный невозвратный защитный контейнер используется для размещения
РАО (в упаковке и без нее) в количестве (по радиоактивному содержимому), не
превышающем значений основного предела А2 для упаковки типа А, обеспечения
необходимой (регламентированной) прочности и радиационной защиты, хране­
ния, транспортировки и захоронения.
Металлический оборотный транспортный защитный контейнер предназна­
чен для размещения в нем бетонного невозвратного защитного контейнера с РАО
при использовании, в случае необходимости, в качестве грузового контейнера
либо дополнительного транспортного защитного контейнера при транспортировке
РАО в региональный могильник.
275

Радиоактивные отходы
Характеристика
РАО
•

X

1

Группа 1

Группа II

Группа III

§а х

|pjb£i££

Характеристика
бетонных
невозвратных
защитных
контейнеров

Тип А (6 м 3 ,
5 = 100 мм)

8252521
Тип А (3 м3,
5 = 200 мм)

KlrWVinl

Тип А (2 м3,
5 = 200 мм)

ТипА(1м 3 ,
8 = 200 мм)

i

м

Й

Характеристика
металлических
оборотных
защитных
контейнеров

JL
Тип А (5 = 20 мм)

snSJ

О
J

Тип В (6 =150 мм)

Рис. 12.12. Возможные комбинации конструкции ТУК:
базовый вариант конструкции ТУК типов А и В;
— возможные пути унификации состава
и конструкции ТУК типа А;
возможные пути унификации состава и конструкции ТУК типа В;
5 — толщина стенки

Т а б л и ц а 12.8. Варианты комбинированных транспортных упаковочных комплектов

Вмести­
Полез­ мость
ный
(число
Группа
РАО объем, 200-лит­
3
ровых
м
бочек)
I

II

6

3

2

III

2

1

276

12

6

4

4

Мате­
риал,
толщина
стенки,
мм
Бетон,
100
Металл,
20
Бетон,
200
Металл,
20
Бетон,
200
Металл,
20
Бетон,
200
Металл,
150
Бетон,
200
Металл,
150

Габаритные
размеры, м

Масса
комп­
лекта
(нетто),
т

Масса
комп­
лекта в
загру­
женном
состоя­
нии, т

2,1x1,7x2,4

5,3

До 20

Объем,
занимае­
мый в
храни­
лище,
могиль­
нике, м
8,56

2,2x1,9x2,5

5,0

До 25

—

А

2,6x2,2x1,2

9,2

До 17

6,86

А

2,7x2,3x1,3

5,0

До 22

—

А

1,75x1,75x1,4

5,25

10

4,6

А

1,85x1,85x1,5

3,0

13

1,75x1,75x1,4

5,75

10

2,15x2,15x1,8

25,0

35

1,4x1,4x1,4

4,0

6

1,9x1,8x1,8

20,0

26

Тип
упа­
ковки

Характе­
ристика
контей­
нера

А

Невоз­
вратный
Оборот­
ный
Невоз­
вратный
Оборот­
ный
Невоз­
вратный
Оборот­
ный
Невоз­
вратный
Оборот­
ный
Невоз­
вратный
Оборот­
ный

А
4,6

А
В

2,7

А
В

Параметры бетонных невозвратных защитных контейнеров соответствуют тре­
бованиям, предъявляемым к упаковкам типа А, и для основного количества
отвержденных РАО групп I и II применение при транспортировке дополнитель­
ного оборотного защитного контейнера не требуется. Лишь для некоторых упако­
вок с учетом специфики транспортировки оборотный металлический контейнер
необходим. Для упаковок РАО группы III применение транспортного металличе­
ского оборотного защитного контейнера типа В обязательно.
В целях унификации инженерно-технических решений по транспортировке
РАО целесообразно использование единого металлического защитного транспорт­
ного контейнера типа А, позволяющего размещать бетонные упаковки нескольких
кратных типоразмеров. Единый металлический контейнер целесообразно приме­
нять также для ТУК типа В.
Транспортно-технологическая схема для кондиционированных РАО состоит из
нескольких этапов:
1) доставка РАО от установок отверждения и прессования в 200-литровых боч­
ках, а также фрагментированных, измельченных и малогабаритных ТРО на пло­
щадку контейнеризации;
2) упаковка РАО в бетонные защитные контейнеры;
3) доставка упаковок с РАО на временное хранение;
4) комплектация (в случае необходимости) ТУК: установка бетонных контей­
неров в металлические оборотные транспортные защитные контейнеры типа А
или В соответствующего типоразмера;
5) дозиметрический контроль и, в случае необходимости, дезактивация ТУК;
6) погрузка ТУК на транспортное средство;
7) формирование транспортного эшелона, выходной дозиметрический конт­
роль и отправка.
Для транспортировки РАО в помещениях энергоблока от мест кондициониро­
вания к узлу загрузки в бетонные контейнеры необходимо применять внутриобъектовые защитные контейнеры с нижней разгрузкой одного-двух типоразмеров по
вместимости, радиационной защите и характеру размещаемых РАО (в упаковке
или без нее). Транспортировка контейнера в помещениях энергоблока должна
выполняться штатным подъемно-транспортным оборудованием.
Для некоторых видов РАО (например, реакторного графита), для которых пред­
полагаются дистанционная загрузка-выгрузка и последующая транспортировка в
ТУК типа В, представляется целесообразной загрузка отходов в бетонный защитный контейнер (например, вместимостью 1 м ) непосредственно на месте сбора.
Размеры бетонных контейнеров приемлемы для транспортировки загруженных
упаковок по транспортным коридорам и в помещениях с помощью штатного
подъемно-транспортного оборудования и средств механизации. Исключение пов­
торной перегрузки повысит радиационную безопасность для персонала и упрос­
тит технологию обращения с отходами.
Операции по загрузке основного количества РАО в бетонные защитные контей­
неры целесообразно выполнять в транспортном проезде главного здания энерго­
блока. Это потребует создания нескольких технологических узлов для осущест­
вления следующих операций: подачи пустого бетонного защитного контейнера;
загрузки контейнера; герметизации упаковки; дозиметрического контроля; дезак­
тивации (в случае необходимости); комплектации ТУК (загрузки бетонных упако277

вок в транспортный металлический оборотный контейнер); погрузки ТУК на
транспортное средство для вывоза в региональный могильник.
Наибольшую инженерную сложность представляет узел загрузки РАО в бетон­
ные контейнеры (особенно неупакованных ТРО с пылевыделением). При этом
требуются средства пылеподавления, радиационной защиты персонала и примене­
ние дистанционных методов загрузки.

12.5. Обращение с радиоактивными металлическими отходами
Обращение с радиоактивными металлическими отходами (РМО) занимает осо­
бое и значимое место в практике обращения с ТРО ядерных энергоблоков. Основ­
ной целью комплекса работ с РМО является получение металла, который может
безопасно использоваться в промышленности сразу после обработки, по истече­
нии установленного времени выдержки или с условием использования обработан­
ного металла в контролируемой зоне.
Радиоактивные металлические отходы образуются как в ходе ремонтных работ
при штатной эксплуатации энергоблоков, так при выводе энергоблоков из эксплу­
атации. Так, например, при выводе из эксплуатации энергоблока АЭС электриче­
ской мощностью 1000 МВт образуется от 15 до 42 тыс. т РМО. Около 1,5 % общей
массы сталей, используемых в реакторе, имеют удельную активность примерно
12

1,5*10 Бк/кг и содержат до 99,8% общего количества активных нуклидов.
Основная же масса РМО имеет уровень удельной активности до 1,9 • 10 Бк/кг, т.е.
относится к низко- и среднеактивным отходам [48].
Радиоактивное загрязнение РМО обусловлено наличием как активированных
компонентов стали ( °Со, 54Mn, 51Сг, 65Zn, 55Fe, 59Fe, Ni), так и продуктов деле­
ния ядерного топлива ( Cs, Cs, Sr, l Ru, Се). Активность отложений на
поверхностях стальных элементов первого контура ядерного реактора может
составлять до 4-Ю 9 Бк/м2. Удельная активность конструкционных элементов
реактора менее 4'(10 н-10 ) Бк/кг. Основной вклад в мощность экспозиционной
дозы гамма-излучения РМО вносит Со, но в составе радиоактивных загрязнений
137

90

может быть до 70 % Cs и Sr (от общего количества продуктов деления).
При регенерации отработавшего ядерного топлива, например ТВС реакторов
типов LWR или ВВЭР, на радиохимическом заводе производительностью 600 т
урана в год будет образовываться около 190 т высокоактивных металлических
отходов. В состав этих отходов входят примерно 170 т нарубленных оболочек твэлов и примерно 20 т концевых деталей ТВС общим объемом около 200 м . Отходы
содержат долгоживущие радионуклиды (Cs, Sr, Ru, Pu) в основном в поверхност­
ных слоях оболочек твэлов и продукты активации (Fe, Со, Ni) в концевых деталях
ТВС. Эти отходы в настоящее время не перерабатываются и хранятся в специаль­
ных наземных хранилищах.
Длительное хранение непереработанных РМО в специальных хранилищах экономически неэффективно — стоимость хранения 1 м низкоактивных РМО состав­
ляет более 600 долл. США в год (в ценах 1998 г.). Снизить эту статью расходов
можно путем дезактивации и плавки РМО.
278

Плавка РМО может дать положительный эффект в нескольких направлениях:
уменьшение в 4—6 раз объемов отходов и соответственно вместимостей хра­
нилищ и могильников;
переведение части РМО из категории высокоактивных в категорию средне- или
низкоактивных;
упрощение измерения уровней удельной и интегральной активностей РМО
(особенно при значительных размерах и объемах отходов, когда возможен только
выборочный контроль);
почти полное исключение возможности радиоактивного загрязнения окружаю­
щей среды благодаря равномерному распределению и надежной фиксации радио­
нуклидов в металлической матрице [48].
Процесс обращения с радиоактивными металлическими отходами включает в
себя (рис. 12.13):
предварительный дозиметрический контроль;
механическое или термическое фрагментирование демонтированного техноло­
гического оборудования;
сортировку фрагментированного оборудования по активности и маркам
металла;
транспортировку фрагментов оборудования к месту проведения дезактивации;
удаление масляных и лакокрасочных покрытий с фрагментов;
проведение глубокой дезактивации фрагментов;
проведение промежуточного дозиметрического контроля дезактивированного
металла;
дополнительную разборку узлов, локальную дезактивацию, механическое уда­
ление участков, прилегающих к «грязным» термическим резам;
транспортировку дезактивированного металла во вторую зону обработки;
дозиметрический контроль металла во второй зоне;
дополнительную дезактивацию;
фрагментирование вторично дезактивированного металла;
переплавку металла;
выходной дозиметрический контроль полученных слитков.
В процессе эксплуатации оборудования АЭС радионуклиды могут локализо­
ваться в структуре лакокрасочных покрытий, масляных пленках, технологических
отложениях и поверхностных слоях металла. Одним дезактивирующим раствором
невозможно эффективно удалить радионуклиды при наличии всех этих типов
загрязнений. Поэтому представляется целесообразным объединить удаление
загрязненных лакокрасочных покрытий и масляных пленок в один процесс, а уда­
ление технологических отложений и загрязненного поверхностного слоя металла —
в другой. Поступающий на глубокую дезактивацию металл может быть покрыт
эксплуатационными масляными пленками, а также масляными пленками, образо­
вавшимися в результате использования охлаждающих эмульсий в процессе меха­
нической разделки металла.
Исходя из имеющегося опыта комплекс по обращению с РМО обычно имеет
двухзонную компоновку. При этом основная часть радиоактивных загрязнений
удаляется в результате дезактивационных мероприятий в «грязной» зоне обра279

При10-100мкР/с
Радиометрический
контроль
|
Повторное
использование
оборудования
и материалов

II

Преддемонтажная
дезактивация

Менее 10 мкР/с

Т

Г

Is

Радиометрический
контроль

Демонтаж

Менее 10J Бк/г
Радиометрический
контроль

1—Г
Дезактивация
оборудования
и материалов

Вторичные РАО
на переработку

Сортировка по
Обработка для
характеру и уровням
прямого захоронения
загрязнения
Объемная
или выдержки
в пределах блока АЭС активация
Менее 10 Бк/г
Разделка и
сортировка

II

Вторичные РАО
на переработку
или захоронение

Дезактивация

Оперативный
радиометрический
контроль,
сортировка

Локальная
дезактивация

1 Менее 10 Бк/г
Разделка для
переплавки

Переплавка

Выходной
радиометрический
контроль,
повторная сортировка

Выдержка слитков,
ограниченное
использование

Неограниченное
повторное
использование
металла, изделий
Рис. 12.13. Схема обращения с радиоактивными металлическими отходами

ботки металла, а окончательная очистка металла от радионуклидов и переплавка в
целях получения кондиционных слитков производятся в «чистой» зоне. Напри­
мер, применительно к блокам с реакторами РБМК «грязная» зона может распола­
гаться в боксе ГЦН, а «чистая» — в машинном зале или аналогичных помещениях
с небольшим уровнем гамма-излучения.
280

Вакуум
В систему
вентиляции

X

Монжюс
для
дезактиви­
рующего
раствора

Монжюс
для
'промывочной
воды

Нагрев ванны

Реагенты

Дезактивирующая
ванна
-ХК-

ЧХ-

X

I
Бак
для промывочной
воды
I

I

I
Бак
I
для дезактивирующего
раствора •

I
L-iX-^]На очистку

Рис. 12.14. Схема удаления масляных загрязнений и лакокрасочных покрытий

Удаление масляных и загрязненных лакокрасочных покрытий проводится с
использованием водных растворов, содержащих щелочные компоненты и поверх­
ностно-активные вещества при температуре 60—80 °С. Раствор используется
многократно при условии «доукрепления» его щелочными компонентами.
Принципиальная схема систем удаления покрытий приведена на рис. 12.14.
Транспортировка дезактивирующего раствора производится вакуумным спосо­
бом. Все оборудование системы изготавливается из нержавеющей стали. Нагрев
дезактивирующего раствора проводится обычно индукционным нагревателем или
с помощью паровой рубашки дезактивирующей ванны. После накопления в дезак­
тивирующем растворе значительного количества продуктов деструкции лакокра­
сочных покрытий он направляется на очистку.
12.5.1. Глубокая дезактивация радиоактивных металлических отходов

Глубокая дезактивация является наиболее ответственным процессом обраще­
ния с РМО. Обычно загрязнение металла радионуклидами происходит при его
контакте с жидким теплоносителем. Как отмечалось выше, радионуклиды могут
281

находиться в жидкости в виде коллоидов, псевдоколлоидов, простых и комплекс­
ных ионов, нейтральных молекул. И если под действием сил броуновского движе­
ния, гравитационных сил и гидродинамических факторов происходит закрепление
коллоидов на поверхности металлического объекта, то адсорбированные ионы
могут входить в состав кристаллической решетки металла и в оксидные пленки.
Комплексные соединения радиоизотопов внедряются в труднорастворимую
пленку неорганических полимеров (это характерно для Zr, Pu, Ru, Nb).
Коррозионная пленка на поверхности изменяет условия загрязнения. Оксиды и
гидроксиды, образовавшиеся на поверхности, способствуют ионному обмену.
Цезий практически не сорбируется на рксидных поверхностях. Сорбция стронция
относительно мала. Ионный обмен и сорбция обусловливают поверхностное
загрязнение. После сорбции идет процесс глубинного загрязнения (проникнове­
ние радионуклидов в трещины и поры металла и диффузия радиоактивных ионов
в толщу коррозионной пленки). Таким образом, коррозионные процессы обуслов­
ливают как поверхностное, так и глубинное загрязнение металла.
Общий технологический принцип практически всех видов химической дез­
активации металла — это окисление его поверхностного слоя с последующим
растворением оксидных форм в присутствии комплексообразователей. Зачастую
при глубокой дезактивации РМО ее результаты оценивают по толщине удален­
ного слоя металла. Так, для нержавеющей стали потеря массы может составить
3

2

(0,2-5-5,5) • 10 мг/м , а толщина удаленного слоя — 0,04—0,8 мкм.
Химические методы дезактивации РМО подразделяются на «жесткие»
[с использованием реагентов с высокой (более 1 % (по массе)) концентрацией] и
«мягкие» [с использованием малой (менее 1 % (по массе)) концентрацией].
Одними из основных методов химической дезактивации металлов являются
удаление коррозионной пленки травлением поверхности 20 %-ной соляной кисло­
той, использованием 30 %-ной серной кислоты и катодной обработки в соляной
кислоте. В растворе соляной кислоты происходит преимущественно растворение
оксидов железа. Эффективное удаление коррозионной пленки осуществляется
также при использовании комплекса растворов: сильная кислота плюс ингибитор
коррозии плюс восстановитель плюс растворитель.
Для дезактивации нержавеющей стали, окисленной до Fe 2 0 4 и загрязненной
смесью радиоизотопов, рекомендуется применение на первом этапе раствора,
состоящего из 10 % NaOH и 3 % КМп0 4 (для удаления продуктов коррозии),
с последующими промывкой водой и удалением остатков коррозионной пленки
обработкой объекта цитратом аммония. При обработке поверхности 3 %-ным рас­
твором КМп0 4 с добавкой NaOH значение коэффициента дезактивации (при воз­
растании содержания в растворе NaOH от 2 до 20 %) возрастает от 100 до 1000.
Иногда для эффективной дезактивации применяют смесь на основе тетрахлорида
кремния SiCl4. При этом в присутствии воды протекает реакция
SiCl4 + 4Н 2 0 -> 4НС1 + H 2 Si0 4 ,
и при загрязнении объектов изотопами Со и Sr коэффициент дезактивации Кд
может превысить 1000.
Для дезактивации стальных поверхностей рекомендуют использовать трихлорсилан SiHCl3. При этом достигается не только снятие, но и изоляция коррозион282

ной пленки. В целях изоляции пленки используют также растворы I и KI. Для
дезактивации циркониевых деталей применяют водные растворы, в которые вхо­
дят H 2 S0 4 и NH 4 HS0 4 .
При необходимости дезактивации и очистки внутренних поверхностей контура
от отложений применяют раствор, состоящий из 15—85 % NaOH (или КОН), 2—
45 % NaMn0 4 (или КМп04) и 1—10 % Na2Cr04 (или Na 2 C 2 0 4 ). На основе азотной
кислоты и едкого натра эффективны комбинации компонентов:
1—5 % NaOH + 0,1 % KMn04;
5 % HN0 3 + 0,2 % NaF + 0,2 % H 2 C 2 0 4 ;
5 % HN0 3 + 0,2 % H 2 C 2 0 4 .
При дезактивации углеродистой стали, покрытой оксидной пленкой, исполь­
зование этих растворов и сочетаний этих растворов позволяло получать Кд =
= 500-ь 200; для нержавеющей стали коэффициент Кд достигал 5000. Следует
отметить, что эффективность дезактивации зависит как от продолжительности
процесса, так и от скорости прокачки раствора (скорости омывания раствором
дезактивируемой поверхности).
На отечественных АЭС нашли применение дезактивирующие растворы, состав
которых приведен в табл. 12.9.
В практике при химической дезактивации предварительно очищают поверх­
ности металлического объекта промывочной водой или слабыми растворами кис­
лот, заполняя ими контур и обеспечивая определенную выдержку во времени или
циркуляцию раствора, что само по себе создает заметный эффект дезактивации.
В странах мирового сообщества для дезактивации нержавеющих сталей широ­
кое применение нашли «жесткие» процессы, такие как двухстадийный АРАС-процесс (первая стадия — окисление металла щелочным раствором перманганата
калия с концентрацией 10—20%; вторая стадия — растворение кислым раство­
ром цитрата аммония с концентрацией 5—15 %). Модифицированным вариантом
АРАС-процесса является АРАСЕ-процесс, в котором на второй стадии добавля­
ется этилендиаминтетрауксусная кислота [46].
Широко применяются и другие процессы, в которых на первой стадии в каче­
стве окислителя используется щелочной раствор перманганата калия, а на второй —
щавелевая кислота (АРОХ-процесс), смесь лимонной и щавелевой кислот
(APCITROX-процесс), сульфаминовая кислота (APSUL-процесс). Существуют
Таблица 12.9. Дезактивирующие растворы
Состав раствора (в расчете на 1000 мл воды)

*д

Контакт Петрова (3000 мл)

3

Контакт Петрова + щавелевая кислота (10 г) + поваренная соль (50 г)

10

КМп0 4 (40 г) + H 2 S0 4 (5 г)

10

Едкий натр (10 г) + трилон Б (4 г)

75

Лимонная или щавелевая кислота (10—20 г)

20

Тринатрийфосфат

3
283

процессы дезактивации с использованием на второй стадии неорганических кис­
лот: серной, азотной, фосфорной, фтористо-водородной.
В целях ограничения скорости коррозии металла в этих процессах на стадии
растворения применяют различные ингибиторы (САРА-процесс, МОРАС-процесс
и др.). Коэффициент дезактивации, получаемый при использовании «жестких»
процессов, составляет 10—20. Отрицательным моментом применения таких про­
цессов является возможность локальных коррозионных повреждений металла,
особенно в местах сварных швов.
К «мягким» процессам дезактивации относят CAN-DECON-процесс, в котором
используются, как и в «жестком» процессе, лимонная, щавелевая кислоты и
ЭДТА, но в низких концентрациях (0,1—0,2 %). Коэффициент дезактивации при
этом зависит от типа реактора (вследствие различных механизмов образования
поверхностных оксидных слоев): для систем тяжеловодных реакторов CANDU он
составляет 10—15; для BWR — 4—40. Для систем реакторов PWR требуется вве­
дение предварительной стадии окисления металла щелочным раствором перманганата калия с концентрацией 0,1—0,5 %.
В LOMI-процессе используется серия реагентов, содержащих два главных ком+2

+2

понента: ионы низкой степени окисления (V или С ) и комплексообразователь.
Лучшим реагентом LOMI-процесса считается ванадиевая соль пиколиновой кис—2

—3

лоты (пиколинат ванадия), с помощью которой при концентрации 10 —10 моль/л
можно получить высокую эффективность процесса в одностадийном варианте.
Для случая оксидных слоев с высоким содержанием хрома LOMl-процесс прово­
дится в две стадии с использованием на первой стадии щелочного или азотно-кислого раствора перманганата калия.
Трехстадийный ROD-процесс предусматривает применение на первой стадии
азотно-кислого перманганата калия с концентрацией 0,1 %, на второй — смесь
азотной и щавелевой кислот, на третьей — смесь лимонной и щавелевой кислот.
Достигаемый коэффициент дезактивации составляет 4—10. «Мягкие» процессы
дезактивации характеризуются небольшим количеством вторичных РАО и малыми
скоростями коррозии материалов контура. Коэффициенты дезактивации при этом
относительно малы, а процессы дезактивации более продолжительны, чем в слу­
чае «жестких» процессов.
Апробированы и нашли реальное применение следующие методы глубокой
дезактивации РМО.
1. Дезактивация серно-кислыми средами в погружных ваннах (первая стадия
дезактивации).
2. Дезактивация в погружных ваннах с использованием щелочных и кислот­
ных десорбирующих композиций (первая стадия дезактивации).
3. Отмывка локальных загрязнений электрохимическим способом.
4. Переплавка металла в индукционных электрических печах.
5. Дезактивация по технологии DECONA с использованием тетрафторборной
кислоты (вторая стадия дезактивации).
Дезактивация металла в серно-кислотных средах является эффективным мето­
дом удаления прочнофиксированных загрязнений. В основу метода положено
использование растворов, воздействующих не на загрязненные технологические
отложения, а на слой металла под ними. При этом происходит нарушение механи­
ческой связи между металлом и отложениями при сохранении их структуры.
284

Для дезактивации нержавеющей стали в отдельном аппарате применяется рас­
твор тетратионата натрия. При этом протекает реакция
Fe 2 (S0 4 ) 3 + 2Na 2 S 2 0 3 -> Na 2 S 4 0 6 + 2FeS0 4 + Na 2 S0 4 .
На основе концентрированной серной кислоты получают травильный раствор,
включающий в себя 100—200 г/л H 2 S0 4 и 0,5 г/л Na 2 S 4 0 6 .
Время обработки травильным раствором составляет 0,5—1,5 ч при темпера­
туре кипения. Подогрев раствора в ванне, изготовленной из фаолита или любого
другого композиционного материала, осуществляется при пропускании через рас­
твор токов высокой частоты. Отработанный травильный раствор удаляется в
отстойник, где происходит выпадение осадков сульфата железа, содержащих
основную массу радионуклидов. Осветленный травильный раствор передается в
емкость для оборотных растворов (рис. 12.15). После удаления травильного рас­
твора в отстойник металл обрабатывается в течение 2 ч осветляющим раствором,
состоящим из 5—10 г/л H 2 S0 4 и 2—5 г/л Н 2 0 2 . Отмытый металл в ванне обраба­
тывается водой и поступает на участок дозиметрического контроля.
Обработку металла в погружных ваннах (по двухванному методу) ведут щелоч­
ными и кислотными десорбирующими растворами с последующей отмывкой
водой. Дезактивация металла проводится без перегрузки контейнеров с металлом
из ванны в ванну.
Для дезактивации металла используют:
1) щелочной раствор, состоящий из 50 г/л NaO и 5 г/л КМп0 4 ;
2) кислотный раствор, включающий в себя 100 г/л HN0 3 ,2 г/л Н 2 С 2 0 4 и 2 г/л NaF.
Кроме данных растворов в процессе дезактивации могут использоваться десорбирующие композиции другого химического состава. Дезактивация проводится
при температуре 80—95 °С. После промывки щелочным раствором в течение 1—

Na S

2 4°(

Рис. 12.15. Схема установки глубокой дезактивации РМО серосодержащими растворами:
TTZ — газовый сброс
285

11

Ванна
дезактивации,
Г=10м 3

ж

I На переработку

На переработку

Кислотный
раствор,
К=6,3м 3

Э-

Ванна
дезактивации,
Г=10м 3

п_^п

Щелочной
раствор,
Г=6,3м 3

Кислотный
раствор,
У= 6,3 м 3

О-

г—т

Щелочной
раствор,
У= 6,3 м3

Рис. 12.16. Дезактивация металла двухванным методом

2 ч десорбирующий раствор сливается в промежуточные емкости для последую­
щего повторного использования (рис. 12.16). Затем ванна с металлом заполняется
кислотным десорбирующим раствором и процесс повторяется. Дезактивация в
обоих случаях проводится в условиях перемешивания раствора барботируемым
воздухом, который к тому же разбавляет выделяющийся водород до концентраций
ниже взрывоопасных.
Металл после отмывки водой извлекают из ванны с помощью крана и пере­
дают на участок дозиметрического контроля. Газовые сдувки из ванн и промежу­
точных емкостей проходят очистку в фильтрах ФАРТОС. Недостатком этой техно­
логии является большой объем отработанных десорбирующих растворов.
Оборудование для первой стадии дезактивации предлагается размещать в поме­
щениях строгого режима.
Система локальной дезактивации включает в себя установку электрохимиче­
ской дезактивации с выносным низкоомным электродом и устройства для удаления
загрязненных слоев металла, в том числе и слоев металла с радиоактивными
загрязнениями, образующимися в местах термических резов загрязненного обору­
дования при его демонтаже.
Электрохимическая дезактивация может проводиться при различных режимах.
В качестве электролитов при этом используются водные растворы: при режиме 1 —
3—5 %-ная кислота Н 2 С 2 0 4 ; при режиме 2 — 10 %-ная кислота Н 3 Р0 4 ; при
режиме 3 — 2—5 %-ная кислота HN0 3 . Схема установки дезактивации по методу
DECONA представлена на рис. 12.17. На первом этапе дезактивации по методу
DECONA дезактивируемое оборудование в ванга дезактивации орошается кисло­
той в режиме душирования. При накоплении активности орошающая кислота
присоединяется к основному потоку кислоты для дезактивации металла или
направляется в контур регенерации. После наружного орошения металла ванна
дезактивации заполняется раствором тетрафторборной кислоты, кислота подогре­
вается до температуры 90 °С за счет циркуляции в вынесенном подогревателе.
286

Оборотная
кислота
(«чистая»)

Оборудование
^дезактивируемое J

Оборотная
вода
(«чистая»)

Контур
регенерации
DECONA - процесс
(ванна)
Контур
дистилляции

Оборотная
кислота
(загрязненная)

D

Отмытое
оборудование

Q

Оборотная
вода
(загрязненная)

Рис. 12.17. Схема установки дезактивации по методу DECONA

Продолжительность выдержки металла в ванне обусловливается концентрацией
HBF4, температурой раствора и содержанием солей металлов и составляет 2—6 ч.
Очищенный металл последовательно отмывается водой сначала методом душирования и затем заполнением ванны. При повышении содержания кислоты более
5 г/л и уровня активности вода от отмывки металла направляется на дистилляцию.
Дистиллят возвращается на повторное использование в цикл, а кубовый остаток
(HBF4) присоединяется к основному потоку кислоты. Отмытый металл извлекается
из ванны с помощью крана и подвергается дозиметрическому контролю.
Для вывода радионуклидов, накапливающихся в тетрафторборной кислоте,
предусматривается установка ее регенерации в электролизере. Твердые отходы из
установки регенерации кислоты (в количестве 0,3 кг на 1 т РМО) направляются на
хранение. Воздушная сдувка из ванны дезактивации проходит систему очистки и
сбрасывается в атмосферу.
Масштабный объем работ по глубокой дезактивации РМО предстоит выпол­
нять при выводе ядерного энергоблока из эксплуатации. В качестве примера при­
ведем возможную технологию процесса глубокой дезактивации оборудования
применительно к энергоблоку с реактором РБМК-1000 при выводе его из эксплу­
атации [48].
Удаление технологических отложений и загрязненного слоя металла на фраг­
ментах нержавеющего оборудования предполагается проводить путем последова­
тельной обработки в травильном и осветляющем растворах. Оба раствора кислые,
включают в себя серную кислоту. Травильный раствор дополнительно содержит
активатор коррозии, а осветляющий — окислительный компонент — пероксид
водорода. На заключительной стадии дезактивированные фрагменты отмываются
водой. В процессе работы травильный раствор «доукрепляется» серной кислотой
287

и активатором коррозии металла, а осветляющий — пероксидом водорода. По
мере накопления в промывочной воде солей железа она трансформируется в
осветляющий раствор, а осветляющий раствор — в травильный. Концентрация
серной кислоты в травильном растворе поддерживается на уровне 100 г/л, а в
осветляющем — 5 г/л. В процессе дезактивации температура травильного рас­
твора составляет 95—100 °С, осветляющего раствора — 50—60 °С. Время обра­
ботки в травильном растворе равно 0,5—1,5 ч, в осветляющем — 0,5—1,0 ч.
Принципиальная схема этой системы представлена на рис. 12.18. Транспорти­
ровка дезактивирующих растворов производится вакуумным способом. Техноло­
гическое оборудование также располагается на трех уровнях: баки для хранения
дезактивирующих растворов — на первом уровне, ванна дезактивации — на вто­
ром, монжюс — на третьем. В баке Б1 хранится травильный раствор, в баке БЗ —
осветляющий раствор, в баке Б4 — промывочная вода. Бак Б2 предназначен для
сбора конденсата и является также резервной емкостью. В процессе работы после
загрузки РМО в ванну дезактивирующие растворы последовательно поднимаются
в монжюс и самотеком передаются в ванну дезактивации, а затем также самоте­
ком поступают в соответствующие баки-хранилища. Образующиеся в процессе
дезактивации пары, проходя через холодильник, конденсируются и направляются
в бак Б2. В процессе работы дезактивирующие растворы направляются в систему
К вакуумной
^
линии
Конденсат
в бак Б2

©

У
Монжюс |
для
|дезактиви-|
рующего
раствора

Холодильник

4
Реагенты —••
Нагрев

На фильтрацию -«-

im

НХЬ

БЗ

-х-

Пут

__ Ванна
Мт
дезактиваций | )

р

п
11

х

Б2
Sxj-^Дре

<—Воздух
-*—Реагенты

Б1

W

Дренаж

Б4
ЧХ-*- Дренаж

ЧХУ+- Дренаж

Рис. 12.18. Система удаления технологических отложений и загрязненного слоя металла

288

очистки, где отделяются сильно загрязненный травильный шлам и фрагменты
удаленных с поверхности технологических отложений.
Материал трубопроводов и фасонных частей — фаолит. Дезактивирующая
ванна имеет композиционную конструкцию, например наружный слой выполнен
из стеклопластика, средний — из поливинилхлорида и внутренний — из кисло­
тостойкого бетона. В качестве баков для хранения дезактивирующих растворов
используются стальные эмалированные емкости или стальные гумированные
емкости. Запорной арматурой служат шланговые затворы с ручным приводом и с
электроприводом. Холодильник изготавливается из стали (эмалированный).
В процессе дезактивации происходит выделение кислых газообразных продук­
тов, например сероводорода и водорода. Кислые пары полностью поглощаются
системами транспортировки дезактивирующих растворов и очистки газовых
выбросов. Водород при этом не поглощается, а направляется в систему спецвен­
тиляции помещения, в котором расположена установка. Максимальное количество
водорода, которое образуется в процессе травления стали, составляет 150—200 мл
на 1 г растворенного металла. Максимальная толщина слоя металла, который
предполагается удалять за цикл дезактивации, составляет 20 мкм.
Дезактивация РМО из углеродистой и низколегированной стали проводится в
результате последовательной обработки в двух растворах: сначала в травильном
растворе, содержащем серную кислоту и ингибитор коррозии, при 90 °С, затем в
осветляющем растворе, содержащем пероксид водорода и щавелевую кислоту, при
15—60 °С.
На заключительной стадии дезактивированный металл промывается водой. В
процессе работы концентрация серной кислоты в травильном растворе поддержи­
вается на уровне 50—100 г/л, а концентрация ингибитора — на уровне 2—3 г/л.
Концентрация пероксида водорода в осветляющем растворе должна поддержи­
ваться на уровне 5,0—20 г/л, а рН раствора доводят до 1,1—1,3 добавкой щавеле­
вой кислоты. После достижения в травильном растворе содержания сульфата
железа 200 г/л он подвергается либо регенерации, либо прямому отверждению с
использованием комплексного вяжущего вещества на основе цемента. Осветляю­
щий раствор после достижения в нем содержания железа, превышающего 5 г/л,
направляется либо на выпарку, либо на электрохимическое обессоливание. В про­
цессе обессоливания осветляющего раствора на катоде выделяются металлическое
железо и его оксалат, а на аноде — углекислый газ. После обессоливания освет­
ляющего раствора до содержания железа 0,5—1,0 г/л он «доукрепляется» и
используется повторно. Время обработки в травильном растворе составляет 1—5 ч,
а в осветляющем — 5—30 мин.
12.5.2. Переплавка радиоактивных металлических отходов

Апробированным методом очистки металла от радионуклидов является пере­
плавка его в индукционных и электродуговых печах. Этот метод основан на пере­
распределении радионуклидов между шлаком и металлическим расплавом. При
этом рекристаллизованная масса металла частично сохраняет наведенную актив­
ность. Кроме того, применение метода переплавки РМО связано с необходимо­
стью использования системы фильтрации уходящих газов и значительными энерго­
затратами.
10 — 820

289

Таблица 12.10. Коэффициенты распределения радионуклидов между шлаком и расплавом металла
Радионуклид
60

Коэффициент распределения

Со

10 2 —1

1

2-Ю 5

11

90Sr(90Y)
95
106

Zr ( 95 Nb)

103

Ru( 1 0 6 Rh)

10"2—10"1

125

Радионуклид

ю-6

Sb

134

137

Cs

103—ю6

Cs( 137m Ba)

10 3 —10 6

144

Ce( , 4 4 Pr)
238

1

1

Коэффициент распределения

239

106

U

2-103

Pu

3-103

В процессе переплавки PMO происходит относительно полное удаление
144

134

137

95

238

90 c

Sr,

239

'"Се, , J X s , IJ 'Cs, "Zr, "°U, "'Pu и трансурановых элементов. Остаточная актив­
ность переплавленного металла определяется наличием Со,
Ru,
Sb, кото­
рые в процессе переплавки лишь равномерно распределяются в расплаве, почти
не переходя в шлак (табл. 12.10).
Металлические отходы после дезактивации, разделки и сортировки в контейне­
рах поступают на установку переплавки. При этом из отходов стали должны быть
удалены детали из цветных металлов. Из отходов цветных металлов необходимо
удалить детали из сталей и особенно из алюминия и его сплавов.
С учетом очистки металла в процессе плавки мощность дозы гамма-излучения
от контейнера с отходами (при переплавке в целях повторного использования
металла) для отходов стали не должна превышать 0,1 мР/ч, для отходов меди и ее
сплавов — 5 мР/ч.
Принципиальная технологическая схема переплавки РМО приведена на
рис. 12.19. При установившемся режиме работы печей масса партий металла для
загрузки печи должна составлять 70—80 % вместимости тигля. Загрузка печей
производится питателями. При переплавке отходов сталей в качестве флюса реко­
мендуется использовать композицию, состоящую из 37 % MgO, 13 % А1203, 33 %
Si0 2 , 17% CaF2, в количестве 1—1,5% массы металла. Флюс периодически
загружается в печь в течение всего процесса плавки.
Необходимый температурный режим в печи поддерживается регулированием
ее электрической мощности и интенсивности загрузки металла. Измерение темпе­
ратуры расплава осуществляется оптическим пирометром.
После полного заполнения тигля печи расплавом металла производится удале­
ние шлака I. Шлак перегружается в транспортный контейнер и периодически
отправляется на хранение. После удаления шлака I в тигель печи на зеркало рас­
плавленного металла вносится порция флюса, после гомогенизации его с остат­
ками шлака I и металла печь временно выключается и новый шлак II удаляется, а
впоследствии с новым флюсом загружается в печь при переплавке следующей
партии металла.
Металл сливается в изложницы, часть его (20—30 %) остается в тигле для
ускорения расплавления последующей партии отходов. После остывания излож­
ниц слитки извлекаются и подвергаются выходному дозиметрическому контролю.
290

Металлические отходы после дезактивации, резки и сортировки
Приготовление
флюса

•з

В атмосферу

— •

*

1 11

i

\

i

k

i

1

т
Удаление шлака I

1

\
Металл

\
)

Шлак1

1

На хранение

\j

Удаление шлака II

т

Т

Металл

Шлак 11

1

г

Дозиметрический контроль

2,5 • 1(Г5 < d < 0,75 • 1(Г2 нГр • м 2 /(с • кг)

</<0,5-1(Г 5 нГр-м 2 /(с-кг)
Использование
без ограничений

0,5 • 1(Г5 < d< 2,5 • 1<Г5 нГр • м2/(с • кг)

Временное хранение

J

Использование
в атомной промышленности
Рис. 12.19. Принципиальная технологическая схема переплава радиоактивных металлических отходов
—5

2

Слитки металла с удельной мощностью гамма-излучения ^/< 0,5 • 10 нГр • м /(с • кг)
—5

—8

могут использоваться без ограничений, при d = (0,5ч-2,5) '10 до 5 • 10 нГрх
хм/(с* кг) металл может использоваться в атомной промышленности, а при
—5

2

2,5 • 10 нГр • м /(с • кг) он направляется для выдержки на площадку временного
хранения.
Высокая температура процесса переплавки приводит к тому, что часть радио­
нуклидов испаряется и уносится восходящими потоками воздуха, причем часть
радионуклидов может испаряться уже с поверхности металла во время его нагрева
в печи, а часть — с поверхностей жидкого шлака и металла. В табл. 12.11 приве­
дены численные значения количества радионуклидов, переходящих в газовую
фазу, полученные при переплавке образцов хромоникелевых и углеродистых ста­
лей в индукционной печи.
Сведения о давлении паров оксидов радионуклидов неполны. Однако общая
тенденция прослеживается: радионуклиды, оксиды которых имеют более низкую
температуру плавления и кипения (возгонки) и соответственно обладают более
10*

291

Т а б л и ц а 12.11. Количество радионуклидов, переходящих в газовую фазу
при переплавке сталей (время плавки 40 мин)

кипения

Общее давление паров оксидов,
Па, при/= 1500 °С

Количество радионуклидов,
переходящих в газовую фазу, %

Cs

—

500

—

5,8—45,0

Zn

1975

—

1,4-10 3

30—50

137

65

Температура, °C
плавления

Радионуклид

,25

Sb

656

1456.

1,2-10 8

2—14,9

,06

Ru

—

—

—

0,2—3,0

90

Sr

2650

3000

7,2-10"2

0,2—0,54

,44

Ce

2180

—

—

0,01—0,33

1842

—

1,8-10"1

0,02—0,5

1830

—

7,2-10"2

0,01—0,5

54

Mn

60

Co

высоким давлением паров, переходят в газовую фазу в большем количестве. В
процессе переплавки улетучиваются до 45 % Cs, до 50 % Zn и до 15 % Sb,
наличие которых главным образом и определяет загрязненность газовой фазы.
Количество испаряющегося
Ru колеблется в широких пределах (0,2—3,0 %), а
/60^

54хл

90о

144^

95 г,

95 ХТ 1ч

количество испаряющихся радионуклидов ( Со, Mn, Sr, Се, Zr, Nb)
незначительно. Но при высоком содержании их в РМО или большом количестве
рыхлых слабофиксированных отложений, способных переходить в газовую фазу
при механических воздействиях, они также могут вносить ощутимый вклад в
загрязненность газовой фазы. Это приводит к необходимости создания достаточно
эффективных систем вентиляции и газоочистки.
Были разработаны режимы и способы плавления РМО, позволяющие умень­
шить количество радионуклидов, переходящих в газовую фазу. С этой целью
переплавку необходимо вести в следующих режимах:
1) в печи расплавляется загрузка нерадиоактивного металла или же в тигле
печи оставляется часть металла от предыдущей плавки. Затем загружается флюс и
производится дозагрузка РМО. Дозагружаемые фрагменты должны полностью
погружаться в расплав (чтобы вся их поверхность экранировалась расплавом
металла и шлака от контакта с атмосферой);
2) при переплавке длинномерных образцов, геометрические размеры которых
не позволяют полностью погрузить их в расплав, аналогично первому режиму
вначале в тигле печи получают расплав металла, затем загружается флюс и металл
перегревается выше его точки плавления не менее чем на 10 °С, далее проводится
загрузка длинномерных отходов. В течение всего процесса плавления поддержи­
вается перегрев металла не менее чем на 10 °С.
При переплавке металлических отходов в соответствии с данными режимами
количество радионуклидов, переходящих в газовую фазу, существенно снижается и
составляет, %: для 137Cs — 1,5—3,0; 125Sb — 0,5; 106Ru — 0,5; 60Со — 0,005—0,02.
292

Как отмечалось, для переплавки РМО используются электроплавильные печи.
Из них наиболее широкое распространение получили электродуговые и индукци­
онные печи. Энергетические затраты на выплавку 1 т металла для них примерно
одинаковы и в зависимости от объема и производительности печи составляют
600—800 кВт • ч/т. Однако при электродуговой плавке из-за высокой температуры
дуги образуется значительное количество аэрозолей. Так, при выплавке 1 т
металла в электродуговых печах образуется примерно 320—380 м3 газов при
содержании в них: 8—10 кг пыли, 1,2—1,6 кг оксида углерода, 0,24—0,32 кг окси­
дов азота. При переплавке высоколегированных, теплостойких и кислотоупорных
сталей содержание пыли в газах увеличивается в 1,4—1,5 раза.
Индукционные печи промышленной и повышенной частот выделяют пыли в
5—6 раз меньше, чем электродуговые (при выплавке 1 т металла образуется
0,75—1,5 кг пыли), выделение газов незначительно. Реально образующееся коли­
чество шлаков при индукционной переплавке составляет 1—3 %, а при электро­
дуговой — 6—10% массы загрузки металла. Таким образом, если исходить из
критерия минимального объема образующихся вторичных отходов, то переплавку
металлических отходов в контролируемых условиях целесообразно проводить в
индукционных печах. Кроме того, при использовании индукционных печей
гораздо проще осуществить автоматизацию процесса загрузки РМО, а также пере­
плавку длинномерных отходов (например, труб без дополнительной их разделки).
При индукционной переплавке сталей газовыделение мало, а для улавливания
радиоактивных аэрозолей можно использовать «сухие» методы газоочистки.
В этом случае не происходит образование жидких радиоактивных отходов
(пульп), переработка которых представляет сложную задачу.
Система газоочистки установки переплавки состоит из двух ступеней. В пер­
вой ступени используется циклон, улавливающий основную массу крупных час­
тиц и являющийся своего рода искрогасителем, препятствующим попаданию искр
и раскаленных частиц шлака и металла во вторую ступень газоочистки. Циклон
позволяет собирать пыль в транспортный контейнер (без дополнительной пере­
грузки пыли).
Вторая ступень оборудуется фильтрами тонкой очистки, обеспечивающими
низкую концентрацию пыли в очищенном газе. В качестве таковых могут исполь­
зоваться рамные или рукавные фильтры. Рукавные фильтры имеют преимущества
перед рамными, так как для них легко механизируются и автоматизируются про­
цесс выгрузки пыли и очистка фильтрующей поверхности.
При переплавке металлических отходов любых типов, в том числе электродви­
гателей без их разборки, имеющих значительное количество сгораемых электро­
изоляционных материалов, целесообразно использовать комбинированные «мокросухие» системы газоочистки. Они могут состоять из различных комбинаций
орошаемых полых или насадочных скрубберов, циклона (первая ступень газоо­
чистки), подогревателя и абсолютного фильтра (вторая ступень).
Схема установки переплавки РМО представлена на рис. 12.20. Фрагментированные РМО после глубокой дезактивации периодически загружаются в плавитель электропечи 1 совместно с флюсом. Отводимые газы разбавляются воздухом,
проходят огнезаградительное устройство 2, металлокерамический фильтр 39 очи­
щаются в фильтрах грубой и тонкой очистки 4 и 5 и направляются в вентиляци­
онную трубу. Расплавленный металл периодически сливается в изложницы 14,
293

К)

Фрагментированные металлические
-5/
отходы
\ . * ' ."e.*::v 1

Сжатый воздух
Флюс

|Q.W«T.H

На цементирование

Сжатый воздух N

В трубу
/7

»*
16

| \ J
I
Возврат в производство
I
Т4 l 1 - - ^ или на временное
хранение

/5

-[]^

В хранилище ТРО
или в отвал

Конденсат
охлаждения

I—I

/2

Охлаждающая
1
вода
|

10

I

13

Рис. 12.20. Схема установки переплавки металлических отходов:
/ — печь плавления; 2 — огнезаградительное устройство; 3 — металлокерамический фильтр; 4 — фильтры ФСГО; 5 — фильтры ФАРТОС; 6 — кон­
тейнер-сборник; 7 — вакуум-насос; 8 — гидрозатвор; 9 — емкость; 10 — насосы; 11 — эжектор; 12 — мерник; 13 — теплообменник; 14 — контей­
неры для металла; 15 — контейнеры для шлака; 16 — поворотное устройство

установленные на поворотном устройстве 16 (или на ленточном транспортере).
Шлак сливается в контейнеры 15 и в дальнейшем направляется на упаковку
в стандартные металлические бочки, а затем (при необходимости) — в железобе­
тонные контейнеры с габаритными размерами 1000x1200x1400 мм.
Вместимость печи плавления может составлять 1—6 т, а производительность
по расплаву — 1,3—3 т/ч при потребляемой мощности 800—2240 кВт.
Определенный интерес представляет проблема обращения с РМО энергоблока,
выводимого из эксплуатации. В качестве примера рассмотрим проектный вариант
обращения с РМО энергоблока, выводимого из эксплуатации по варианту «ликви­
дация энергоблока».
В данном случае, как отмечалось выше, комплекс по обращению с металличе­
скими отходами предполагается разместить в двух зонах. В первой зоне, находя­
щейся в относительно «грязных» помещениях АЭС (например, в боксах ГЦН или
аналогичных помещениях), проводится удаление основного количества радионук­
лидов с металлических фрагментов, имеющих поверхностную активность около
100—100 000 Бк/см . Во вторую зону поступает дезактивированный металл, имеющий остаточную активность 1—10 Бк/см . В случае необходимости этот металл
дополнительно подвергается дезактивации. Дезактивированный до активности
0,5—1 Бк/см металл фрагментируется до размеров, позволяющих производить
загрузку индукционной печи, и переплавляется в условиях контролируемой зоны.
Измерением внешнего гамма-излучения определяется остаточное содержание
радионуклидов в полученных слитках. Последующая дополнительная переплавка
этих слитков, как показали результаты проведенных исследований, исключает
появление радиоактивных отходов на металлургических предприятиях.
Если в процессе переплавки РМО получились слитки с превышением допусти­
мых нормативов по активности, то нет необходимости помещать их в могильник
(захоранивать). Достаточно перед использованием выдержать их в контролируе­
мой зоне в течение расчетного установленного времени (рис. 12.21).
Л=10 2 -Н0 5 Бк/см 2
Промежуточный
дозиметрический
контроль металла

Технологическое
оборудование АЭС
(нержавеющая сталь)

Преддемонтажная
дезактивация
систем или
их частей

Подготовка
к включению
в матрицу

ЖРО
в штатную схему
обработки

Включение TPO
и ЖРО в матрицу

ЖРО

JB «чистую» зону,
^4 = R 1 0 Бк/см 2

Дополнительная
разборка и
фрагментация
металла

1ГРО из «чистой» зоны
\ Вяжущие вещества
Упаковки

Временное хранение
на АЭС
Рис. 12.21. Схема обращения с радиоактивным металлом в «грязной» зоне (фоновое гамма-излуче­
ние 0,5—5,0 мкР/с)

295

Вторая зона обработки РМО располагается в наиболее «чистых» помещениях
контролируемой зоны, например в помещении машинного зала.
В первой зоне размещаются технические средства для удаления загрязненных
лакокрасочных покрытий и масляных загрязнений, глубокой химической дезакти­
вации фрагментированного оборудования, локальной дезактивации, удаления тра­
вильного шлама и кондиционирования вторичных радиоактивных отходов. Кроме
того, в первой зоне должно быть предусмотрено помещение с небольшим фоно­
вым уровнем гамма-излучения для проведения промежуточного дозиметрического
контроля фрагментов технологического оборудования, прошедшего глубокую
химическую дезактивацию.
Во второй зоне устанавливается аналогичная система технических средств, за
исключением установки кондиционирования вторичных радиоактивных отходов,
отличающихся от средств в первой зоне в основном только производительностью
(рис. 12.22).
Результаты проведенных исследований показали, что при переплавке металла, уцельная мощность дозы гамма-излучения которого составляет 0,5*10 нГр в м/(с в кг)
и который может быть снят с радиационного контроля по существующим нор­
мативам, образуются шлак и пыль с удельной активностью около 10 и 10 Бк/кг
соответственно. Таким образом, в результате переплавки снятого с радиацион­
ного контроля металла на «чистых» металлургических предприятиях возможно
образование радиоактивных отходов в виде шлака и пыли. Следовательно,
металл, дезактивированный до уровня удельной мощности дозы гамма-излуче­
ния 0,5-10 нГр • м/(с • кг), не может считаться экологически безопасным и
использоваться в качестве скрапа. Для исключения образования радиоактивных
шлака и пыли на «чистых» металлургических предприятиях РМО необходимо
—6

2

дезактивировать до 0,5-10 нГр • м /(с • кг), что практически нереально. Наибо­
лее целесообразным решением этой проблемы является переплавка дезактивиро­
ванного до 0,5 • 10 нГр • м /(с • кг) металла в контролируемой зоне и выпуск его
из данной зоны в виде слитков.
Слитки
на выдержку
Л=1-Н0Бк/см2
Металл
из «грязной» зоны

Промежуточный
дозиметрический
контроль партии
металла для
переплавки

Фрагментирование
до размеров,
позволяющих
производить
загрузку печи

Переплавка
металла

Фрагментирование
технологического
оборудования

Выходной
дозиметрический
контроль слитков

Слитки
для использования
Дезактивация

TPO
в «грязную»
зону

ЖРО.ТРО
в «грязную»
зону

Рис. 12.22. Схема обращения с радиоактивным металлом в «чистой» зоне (фоновое гамма-излуче­
ние 0,1 мкР/с)
296

Перспективным методом обращения с РМО является индукционно-шлаковая
переплавка их в печах с «холодным» тиглем.
Как показала практика, применение электродуговых и воздушно-индукцион­
ных печей создает проблемы со сбором и переработкой пыли и шлака; громоздка
и дорога система газоочистки. Однако и применение индукционных вакуумных
печей имеет существенный недостаток: весьма ограниченный срок службы пла­
вильных тиглей (менее 50 плавок) и изложниц, что приводит к образованию
дополнительных объемов неперерабатываемых вторичных РАО. Альтернативой
этим установкам являются индукционные печи с «холодным» тиглем (ИПХТ). Из
опыта, полученного в России, Японии, Франции при переработке металлических
отходов низкого и высокого уровней активности в стендовых и промышленных
ИПХТ, следует, что коэффициент уменьшения объема отходов составляет 5—6,
коэффициент дезактивации металла по Cs и Sr достигает 98 %, а по альфа-излучающим нуклидам — более 98 %.
Отметим, что разработана технология для индукционно-шлаковой плавки
металлических отходов всех уровней активности (без предварительной жидкост­
ной дезактивации) в индукционных печах с «холодным» тиглем. Этот процесс,
называемый ИШПО-ХТ, предусматривает расплавление измельченных до разме­
ров 300—500 мм отходов в «холодном» тигле при применении до 5 % (по массе)
оксифторидного флюса, формирование и выталкивание из тигля монолитного
слитка дезактивированного металла, переработку методом цементирования или
остекловывания образующегося шлака, содержащего основную массу долгоживущих радионуклидов (Cs, Sr, Pu).
Подобный процесс плавления высокоактивных металлических отходов, разрабаты­
ваемый во Франции, предусматривает плавку отрезков оболочек твэлов в печи с
«холодным» тиглем с вытягиванием слитка из тигля. Переработка концевых деталей
тепловыделяющих сборок в этом случае проводится в индукционной сталеплавиль­
ной поворотной печи с керамическим тиглем и отливкой слитков в формы.
В Государственном научном центре РФ
Металл
Флюс
ВНИИНМ реализуется концепция совместной
плавки отрезков оболочек твэлов и концевых Вода
деталей ТВС в одной индукционной печи с
«холодным» тиглем. Другим отличием процесса,
разрабатываемого в России, является способ фор­
мирования слитка: не вытягиванием, а наплавлением. Соответственно этим решениям изменены
конструкции и компоновка оборудования.
Сущность процесса ИШПО-ХТ (рис. 12.23)
применительно к переработке высокоактивных
РМО состоит в следующем. Нарубленные обо­
лочки твэлов после сушки в бункере-накопителе
поступают в дозатор, из которого порционно
загружаются и «холодный» тигель. Плавка про­
водится с применением солевых флюсов, порци­
онно загружаемых вместе с оболочками в коли­
честве 3—6 % массы РМО и предназначенных
для дезактивации металла и теплоизоляции
ванны

расплава,

ИСКЛЮЧая

Интенсивное

его

Рис. 12.23. Схема процесса ИШПО-ХТ
297

охлаждение. Основной эффект дезактивации металла достигается за счет хими­
ческого взаимодействия компонентов флюса и оксидов продуктов деления, нахо­
дящихся в поверхностных слоях оболочек твэлов. Радионуклиды переходят в
шлак, концентрирующийся на внешней поверхности слитка металла.
Образовавшийся шлак, содержащий основную массу долгоживущих радионук­
лидов (уран, плутоний, стронций, цезий, рутений), отделяется от слитка и подвер­
гается дополнительной переработке в целях его безопасного хранения.
Дезактивация РМО при индукционно-шлаковой плавке достигается за счет
перераспределения радионуклидов между металлом и солевым флюсом. При этом
коэффициент очистки металла будет тем выше, чем более химически активным
будет применяемый солевой расплав по отношению к радионуклидам, находя­
щимся в оболочках твэлов.
В качестве флюса использовали солевые системы двух составов:
при плавке нержавеющей стали — CaF2 (22,5 %) — MgF2 (6,5 %) — CaO
(27,5 %) — Si0 2 (20,0 %) — A1203 (6,0 %) — Fe 2 0 3 (9,0 %) — B 2 0 3 (6,0 %) —
Na 2 0 (2,5 %);
при плавке циркониевых сплавов — CaF2 (60,0 %) — MgF2 (20,0 %) — CaO
(13,5%) — Si0 2 (6,5%).
При проверке технологических параметров процесса ИШПО-ХТ в качестве
исходных материалов применяли имитаторы нарубленных оболочек твэлов из
нержавеющей стали и циркониевых сплавов, а также отрезки шестигранных чех­
лов ТВС из нержавеющей стали.
В результате экспериментальных плавок были получены монолитные слитки с
плотной, без газовых пор, микроструктурой. Отмечено, что наиболее устойчиво
процесс наплавления слитков происходил в атмосфере аргона. Активность обра­
зовавшихся шлаков определялась в основном наличием Sr, Cs, Се, причем
удельная гамма-активность шлаков была в 10—15 раз больше, чем гамма-актив­
ность исходных РМО.
Установки по плавке РМО располагались в боксах, находившихся под пони­
женным давлением. Имелась специальная система газоочистки. Фрагментированные РМО поступали на плавку затаренными в металлические бочки. С помощью
кантователя отходы высыпались в приемный бункер загрузочного устройства и
затем попадали в плавильный тигель. На основе экспериментальных и расчетных
данных произведена оценка распределения основных радионуклидов в продуктах
переплавки металлических отходов из циркониевых сплавов и нержавеющей
стали в индукционной печи с «холодным» тиглем (табл. 12.12 и 12.13) [48].
Основными достоинствами установки ИШПО-ХТ по сравнению с электродуго­
выми и индукционными с керамическим тиглем печами являются: компактность и
малая материалоемкость оборудования; длительный ресурс работоспособности
(до 10 лет); компактность и простота газоочистки (процесс проводится в малом
печном объеме, заполненном инертным газом); малые количества флюса (3—5 %
массы металла) и образующегося шлака; отсутствие изложниц и другого литей­
ного оборудования; высокое качество получаемого металла; возможность дистан­
ционного контроля и управления процессом плавления и демонтажа оборудова­
ния; возможность остекловывания образующегося шлака в ИПХТ. Таким образом,
298

Таблица 12.12. Распределение радионуклидов, % (по массе), в продуктах индукционной плавки
низкоактивной нержавеющей стали
Радионуклид
54

Слиток

Шлак

Пыль и газовая фаза

95

5

—

Fe

Около 100

Следы

—

Со

90

10

Следы

Ni

90

10

—

Zn

Следы

10

90

Около 5

Около 95

Следы

Следы

Около 50

Около 50

Мп

55
60

63
65

90Sr
134

90Y

+

137

Cs,

Cs

144

Ce

Около 50

Около 50

—

154

Eu

5

95

—

u, 2 3 8 u

Следы

Около 98

Следы

Следы

Около 98

Следы

235

24,

Pu

Таблица 12.13. Распределение радионуклидов, % (по массе),
в продуктах переплавки высокоактивных РМО
Слиток

Шлак

Газовая фаза

Cs

0,3

39,5

60,2

Ru + 106Rh

95,0

4,5

0,5

3,5

90,5

6,0

99,97

0,02

0,01

0,1

99,5

0,4

Радионуклид
,37
106

90Sr
60

+

90Y

Со

239

Pu

технология переплавки РМО в печах с «холодным» тиглем может широко исполь­
зоваться на современных АЭС.
Представляет интерес опытная разработка технологии плавления РМО за счет
внутренней энергии порошкообразного металлизированного топлива (ПМТ) в тер­
мохимических реакторах на основе одноразовых контейнеров (рис. 12.24). Топ­
ливо в смеси с РМО обеспечивает образование низковязкого расплава с темпера­
турой 1550—1700 °С. Во внутреннюю обечайку 7 термохимического реактора с
порошкообразным теплоизолятором на основе разовых стальных цилиндрических
обечаек помещается смесь фрагментов стали и ПМТ. В основание 1 реактора
засыпается песок. Пространство между обечайками 6 и 7 заполнено порошко­
образным теплоизолятором 4 (полевым шпатом, искусственной слюдой или их
смесью с песком), в который помещено нагревательное устройство 5. На песчаном
основании 1 размещают электровоспламенитель 2. Термохимический реактор
оборудован фильтрами грубой 8 и тонкой 10 очистки.
299

Рис. 12.24. Термохимический реактор для плавления и объемной дезактивации расплава металла
с применением порошкообразного металлизированного топлива:
7 — песочное основание; 2 — воспламенитель; 3 — смесь фрагментов листовой стали с ПМТ; 4 —
теплоизолятор; 5 — устройство нагрева; 6 — стальная многоразовая обечайка; 7 — разовая обечайка;
8 — пламегаситель—фильтр грубой очистки; 9 — зонт; 10 — фильтр тонкой очистки; 77 — вентиля­
тор; 12 — матричный блок для иммобилизации радионуклидов; 13 — слиток переработанного металла

Процесс в термохимическом реакторе с применением ПМТ обеспечивает плав­
ление и расслоение расплава на слиток металла и слой шлака, образующий мат­
ричный блок для иммобилизации радионуклидов в процессе его остывания.
После срабатывания электровоспламенителя 2 фронт экзотермических реакций
в смеси распространяется снизу вверх. Парогазообразные продукты частично
фильтруются слоями топлива, а жидкие продукты термохимического превращения
обеспечивают плавление стальных фрагментов. Далее происходит расслоение на
металл и шлаки, образующие матричный блок [49].
Продукты деления и активации, образующие устойчивые оксиды и иные неме­
таллические соединения, имеют невысокую плотность, поэтому всплывают и вхо­
дят в состав жидких шлаков. Радионуклиды в виде металлов, родственных по
своим химическим свойствам железу (Ni, Со, Mn, Fe, Сг и др.), консервируются в
стальном слитке. Применение экзотермических композиций в промышленных
масштабах известно для получения ценных металлов и сплавов алюмотермическим и силикотермическим методами.
В России и за рубежом плавление и дезактивацию РМО проводят в стационар­
ных установках. Особенностью всех технологических схем является необходи­
мость решения проблем, связанных с ликвидацией загрязненного оборудования,
имеющего большие массу и габаритные размеры. В связи с этим технология пере­
работки РМО за счет внутренней энергии ПМТ в термохимических реакторах на
основе одноразовых контейнеров имеет перспективы,
зоо

12.5.3. Радиационный контроль радиоактивных металлических отходов

ДЛЯ неограниченного использования металла рекомендован следующий норма—5

2

тив: 0,5 • 10 нГр • м /(с • кг).
Радиационный контроль при переработке РМО должен обеспечивать доста­
точно надежное определение удельной активности радионуклидов в составе оста­
точных загрязнений до нескольких единиц беккрель на грамм (например, не более
2 Бк/г для Со,
Cs,
Sb, не более 6 Бк/г для
Cs, Zr, Мп). При этом
должно обеспечиваться надежное измерение превышения над уровнем фона мощ­
ности экспозиционной дозы (МЭД) гамма-излучения в пределах 0,02—0,10 мР/ч
с доверительной вероятностью не ниже 0,9.
Радиационный контроль осуществляется на всех этапах обращения с РМО,
втом числе проводится выходной контроль слитков после переплавки
(рис. 12.25). Кроме того, на всех этапах обязателен отбор проб воздуха в целях
измерения содержания в них радионуклидов. В схеме узла глубокой дезактивации
должен быть предусмотрен входной, технологический и выходной контроль
металла. Выходной контроль металла после глубокой дезактивации является
одновременно входным контролем перед его переплавкой.
Входной контроль фрагментированного оборудования, поступающего на дезак­
тивацию, должен обеспечить:
сортировку металла исходя из принадлежности к основным системам оборудо­
вания энергоблока [по маркам стали (углеродистая, легированная) и сплавов, по
уровням и нуклидному составу радиоактивных загрязнений];
частичную или полную сепарацию металла с наведенной активностью от
металла, имеющего поверхностное загрязнение.
При технологическом контроле эффективности дезактивации металла опреде­
ляются оптимальные режим и продолжительность процесса. При этом он провоПлощадка
сортировки
РМО перед
дезактивацией

1
Участок
выходного
контроля

"1 .

Г"^^

Узел
глубокой
дезактивации

!--•

1

Узел
переплава
РМО

^^^

1

Участок
выходного
контроля
после
дезактивации

Плавильная
печь

1

J

1

г^^-

1

Бокс
технологического
контроля

Установки
(ванны)
глубокой
дезактивации

Площадка
сортировки
РМО перед
переплавом

J

Площадка
выходного
контроля

1
Участок
выходного
контроля

i

!

Для неограниченного использования -*—
|

ДЛЯ ИСПОЛ1>зования в

атомной промышленности -«—

На временное хранение или захоронение -*—

Рис. 12.25. Схема выполнения радиационного контроля металла
301

дится по изменению МЭД гамма-излучения от фрагмента дезактивируемого обо­
рудования. При необходимости дополнительно контролируются радионуклидный
состав дезактивирующих растворов (объемная активность раствора и удельная
90

активность осадка по гамма-нуклидам, суммам альфа- и бета-нуклидов, Sr) и
выборочно остаточные загрязнения металла. По данным контроля принимаются
решения о целесообразности дальнейшей дезактивации металла, а также об обра­
щении с отработанными дезактивирующими растворами.
На этапе выходного контроля принимаются решения о целесообразности даль­
нейшей дезактивации металла за счет переплавки. Выходной контроль металла
после глубокой дезактивации для переплавки может проводиться по уровню МЭД
гамма-излучения, который не должен быть более 0,1 мР/ч. Этот показатель изме­
ряется в местах, расположенных вплотную к контейнеру с размерами 1x1x1 м.
Металл,с более высокими уровнями направляется на повторную дезактивацию
или на переплавку с дальнейшей выдержкой в стационарном хранилище радиоак­
тивных отходов.
Выборочно (в случае необходимости) выходной контроль металла после дезак­
тивации может проводиться теми же методами, что и выходной контроль металла
после переплавки. Отработанные дезактивирующие растворы и шлам обычно
контролируют по удельной активности Sr методом сцинтилляционной бетаспектрометрии и по суммарной альфа-активности методом сцинтилляционной
альфа-радиометрии.
Контроль загрязненности переплавленного металла является наиболее ответст­
венным мероприятием в технологиях глубокой дезактивации и переплавки и радиа­
ционного контроля, поскольку по его результатам должны приниматься решения о
целесообразности или ограничении дальнейшего использования металла.
Выходной контроль металла после переплавки проводится в помещении, име­
ющем гамма-фон не более 0,02 мР/ч.
Основной контроль загрязненности переплавленного металла состоит в изме­
рении превышения над фоном уровня МЭД гамма-излучения от слитка металла.
Исходя из существующего норматива по содержанию в плавке металла бета- и
гамма-излучающих радионуклидов он направляется:
для неограниченного использования [при удельной мощности дозы гамма—5

2

излучения d < 0,5 • 10 нГр • м /(с • кг)];
для использования в атомной промышленности (при 0,5 • 10" < d < 2,5х
хЮ"5 нГр • м2/(с • кг);
на захоронение или временное хранение [при d > 2,5 • 10 нГр • м7(с • кг)].
При этом усредненное значение мощности дозы гамма-излучения на поверх­
ности контейнера Р < 20 мкР/ч для неограниченного использования отходов
стали, 20 < Р < 100 мкР/ч для использования отходов стали в атомной промыш­
ленности, 100 < Р < 10 000 мкР/ч для временного хранения слитков на открытых
площадках.
Для отходов меди: Р < 1000 мкР/ч для неограниченного использования, 1000 <
< Р < 5000 мкР/ч для использования в атомной промышленности.
Для отходов из медно-никелевого сплава (трубчатка конденсаторов): Р < 2000 мкР/ч
для неограниченного использования, 2000 < Р < 10 000 мкР/ч для использования
в атомной промышленности.
302

12.5.4. Хранение радиоактивных металлических отходов

Основным дозоопределяющим нуклидом для сталей и чугуна является

Со

95

(Г1/2 = 5,26 года), а для сплавов циркония — Zr (Г1/2 = 64 сут). И если сплавы
циркония при хранении в течение, например, 5 лет почти полностью теряют
активность [d < 2,5 • 10 нГр • м /(с • кг)], то для снижения до приемлемых уров­
ней активности сталей, обусловленной содержанием Со, требуется выдержка в
течение около 45 лет (Р » 200 мР/ч). Однако уже после 20 лет выдержки около
90 % сталей можно утилизировать по схеме переработки РМО.
Отходы металла с наведенной активностью из-за распределения загрязнения
во всем объеме металла не удается дезактивировать жидкостными методами, а
также переплавкой под флюсами. Этими особенностями и определяется подход
к утилизации РМО данного вида, способ обращения с которыми будет зависеть от
исходного содержания в них Со. Радиоактивные металлические отходы подобного
—2

2

вида с удельной мощностью дозы гамма-излучения d < 0,75 • 10 нГр • м /(с • кг)
(этому содержанию соответствует мощность дозы гамма-излучения на поверх­
ности отходов не более 30 мР/ч) следует перерабатывать по существующей схеме
обращения с ними, предусматривающей дезактивацию, переплавку и последую­
щую выдержку на открытых площадках временного хранения. Дезактивация и
переплавка необходимы, так как эти отходы могут быть загрязнены продуктами
деления и активированными продуктами коррозии. Радиоактивные металлические
—2

2

отходы с d > 0,75 • 10 нГр • м /(с • кг) транспортируют в хранилище твердых отхо­
дов для хранения. После переплавки активированные отходы с 2,5*10" <d<
—2

2

< 0,75 • 10 нГр • м /(с • кг) в виде слитков направляются на площадку временного
хранения. Площадка временного хранения представляет собой открытый бетони­
рованный (асфальтированный) участок на охраняемой территории, оборудован­
ный навесом и дренажем.
Слиток металла можно рассматривать как металлическую матрицу с включен­
ным в нее Со. В результате исследований и расчета по выходу Со из слитков
стали и чугуна в воде, моделирующей состав дождевых осадков промышленных
районов, было установлено, что за счет процессов коррозии и выщелачивания не
будут образовываться вторичные ЖРО.
Существуют технические требования к временному хранению слитков на
открытой площадке для кладки их массой 1000, 2000 и 5000 т. Кладка составля­
ется таким образом, чтобы мощность эквивалентной дозы излучения на поверх­
ности слитков не превышала 2,9 мбэр/ч. Слитки с мощностью эквивалентной
дозы излучения на поверхности до 30 мбэр/ч экранируются более чистыми слит­
ками. Но в любом случае на поверхности кладки этот показатель не должен пре­
вышать 2,9 мбэр/ч. Кладка должна быть окружена по периметру ограждением.
При размещении металла в центре участка на площади 400—600 м и защите рас­
стоянием от кладки до периметра (70—80 м) мощность эквивалентной дозы излу­
чения на границе периметра не превысит 0,1 мбэр/ч (допустимый показатель для
лиц категории В). При размещении металла на территории санитарно-защитной
зоны мощность эквивалентной дозы излучения на границе периметра не должна
303

превысить 0,24 мбэр/ч. Ограждение может быть бетонным. Оно может распола­
гаться в непосредственной близости от кладки при толщине стенки 10—15 см.
Активированные отходы металла, образующиеся при демонтаже реакторного
оборудования, относятся ко всем трем группам активности: I группа — 0,03—
30 мбэр/ч; II группа — 30—1000 мбэр/ч; III группа — свыше 1000 мбэр/ч. Хране­
ние этих отходов должно быть организовано только в специально оборудованных
хранилищах.
Радиоактивные металлические отходы групп I и II хранятся в бетонных храни­
лищах АЭС, обеспечивающих механическую прочность и биологическую защиту.
Хранение РМО, относящихся к группе III, проводится, как правило, в подземных
гидроизолированных емкостях. Однако, как показал опыт эксплуатации подзем­
ных бетонных могильников, в которые захоранивались твердые отходы с удельной
активностью менее 37 МБк/кг (НПО «Радон»), в процессе эксплуатации может
нарушаться гидроизоляция, поверхностные воды проникают в хранилище и как
следствие происходит выход радионуклидов в окружающую среду. По-видимому,
предпочтительнее хранить РМО в наземных хранилищах, обеспечивая их надеж­
ное покрытие. При подземном варианте хранения РМО следует гарантированно
гидроизолировать хранилище.
Особого внимания заслуживает проблема обращения и хранения РМО, образу­
ющихся при выводе ядерного энергоблока из эксплуатации, особенно при демон­
таже реакторного оборудования. Отходы данного вида в зависимости от исходной
активности должны быть собраны и удалены либо в обычных контейнерах без
специальной защиты (например, в стальных контейнерах вместимостью до 3 м ),
либо в больших упаковках. Упаковка (блок) представляет собой емкость из арми­
рованного бетона, внутри которой находится защитный дополнительный экран.
Экран может быть изготовлен из металла, не удовлетворяющего требованиям для
повторного использования, без особых ограничений по механическим свойствам
и химическому составу.
Например, в Японии при выводе из эксплуатации реактора BWR электрической
мощностью 90 МВт такие высокоактивные компоненты, как узлы активной зоны
и корпуса реактора, заключались в экранированные контейнеры и содержались в
хранилище. При этом в зависимости от уровня активности и формы отходов
использовались три типа контейнеров. Фрагменты корпуса реактора помещались
в стальные контейнеры вместимостью 1 м . Уровень мощности дозы гамма-излу­
чения на поверхности контейнера не превышал 200 мР/ч.
В Германии в качестве емкостей для РМО, образующихся при демонтаже оборудования АЭС, использовались стальные бочки вместимостью 0,2 и 0,4 м ,
бетонные упаковки вместимостью 0,7—1,1 м , контейнеры вместимостью 3,9 и
4,6 м , в которых внешний экран выполнен из армированного сталью бетона, а
внутренний — из стали или чугуна.
Мощность эквивалентной дозы излучения от контейнеров с РМО, предназна­
ченных для перевозки на пункт захоронения, не должна превышать 10 мбэр/ч на
расстоянии 1 м от поверхности контейнера.
В качестве транспортных средств должны использоваться спецавтомобили,
оборудованные цельносварным металлическим кузовом из нержавеющей стали,
краном для загрузки-выгрузки упаковок и экраном для защиты кабины водителя.
304

Загрузку прекращают по достижении мощности эквивалентной дозы излучения в
любой точке наружной поверхности кузова спецавтомобиля D = 200 мбэр/ч, а в
кабине водителя D = 2,8 мбэр/ч.
Радиоактивные металлические отходы с мощностью эквивалентной дозы излу­
чения на поверхности D < 200 мбэр/ч могут транспортироваться без специальных
мер предосторожности. Если 200 < D < 2000 мбэр/ч, то РМО могут транспорти­
роваться в обычных контейнерах, экранированных тонким слоем бетона или
свинца. При D > 2000 мбэр/ч РМО могут перевозиться только с применением спе­
циальных мер защиты.

12.6. Обращение с радиоактивным графитом
Проблема обращения с графитом активных зон уран-графитовых реакторов
актуальна, так как в России и странах мирового сообщества ряд реакторов дан­
ного типа либо выработал штатный ресурс и остановлен, либо близок к выработке
ресурса.
В ядерной энергетике России имеются 11 энергоблоков с реактором РБМК1000, четыре энергоблока с реакторами ЭГП-6 и два остановленных реактора
АМБ-100 и АМБ-200 Белоярской АЭС. Кроме того, остановлены 10 из 13 промыш­
ленных уран-графитовых реакторов России. Активная зона и отражатель реактора
РБМК-1000 содержат 1850 т ядерно-чистого графита, реактора ЭГП-6 — 700 т,
реакторов АМБ-100 и АМБ-200 — по 1025 т, промышленных реакторов — по 1300 т.
Следовательно, в обозримом будущем (даже при условии продления срока
службы энергоблоков) необходимо иметь надежные способы обращения с десят­
ками тысяч тонн облученного графита.
12.6.1. Изготовление реакторного графита и его характеристики

Графит активных зон относится к классу искусственных графитов, которые
изготавливают с помощью электродной технологии из шихты, содержащей около
75 % кокса, 25 % каменноугольной связующей смолы и сажи.
В России производят два вида малозольных коксов (зольность не более 1 %) —
нефтяные и иековые. Первые получают коксованием нефтяных остатков, вторые —
переработкой каменноугольного пека.
Свойства нефтяных коксов зависят главным образом от вида нефтяных остат­
ков, из которых они получаются, и в меньшей степени от условий коксования.
Поэтому нефтяные коксы разделяют на крекинговые и пиролизные. Составляю­
щие измельчаются. Все сырьевые материалы, кроме природного графита и сажи,
прокаливаются без доступа воздуха при температуре 1100—1300 °С. Основная
цель прокаливания заключается в предварительной усадке углеродных материа­
лов. У пиролизного кокса усадка составляет 13—14 %, а у крекингового — 25 %.
Наибольшая усадка происходит при 700 °С.
Для получения пековых коксов в качестве связующего вещества используется
каменноугольный пек (остаток разгонки смолы по фракциям). Наибольшее рас­
пространение в электродной и электроугольной промышленности получил пек,
имеющий температуру размягчения 65—70 °С и плотность 1,2—1,3 г/см .
Каменноугольную смолу нагревают для удаления из нее воды и некоторых
летучих фракций, а пек расплавляют. Для изготовления однородной массы компо305

ненты, заданные рецептурой, смешивают. После перемешивания сухой шихты ее
нагревают до температуры 90—130 °С, а затем вводят связующее вещество (в рас­
плавленном состоянии). Одновременно тщательно перемешивают. Оптимальная
температура смешиваемой массы выбирается на 50—70 °С выше температуры
размягчения связующего вещества. Формование готовой массы производят двумя
методами:
1) выдавливанием через мундштук пресса (при давлении 40—100 МПа);
2) запрессовыванием в пресс-форму.
Для превращения связующих веществ (пека, смолы и др.) в кокс необходим
обжиг отформованных изделий, который осуществляется при температуре 1000—
1300 °С.
Изготовление графитовых блоков для кладки реакторов РБМК имеет опреде­
ленную специфику. Они изготавливаются из графитов марок ГР-74, ГР-93, ГР-220
и ГР-280 методом продавливания с последующими отжигом, графитацией и рафи­
нированием (для удаления примесей). Используются нефтяной пиролизный кокс и
каменноугольный пек.
Сырой нефтяной кокс проходит предварительное дробление и прокаливание в
печи при максимальной температуре (1250 ± 50) °С для удаления азота. Затем
выполняется спекание при температуре около 1000 °С в течение четырех недель.
Прокаленный кокс размалывают в шаровой мельнице, а полученную массу рассе­
ивают по фракциям размерами 2,3; 1,2; 0,5 мм. Емкость с пеком нагревают до тем­
пературы (150 ± 30) °С, затем отстаивают в течение не менее 24 ч при темпера­
туре не ниже 120 °С.
Прессование заготовок осуществляется методом продавливания. Для этого
массу затрамбовывают в цилиндр пресса и производят подпрессовку при давле­
нии около 22 МПа с выдержкой около 3 мин. Отпрессованные необожженные
заготовки охлаждают водой для исключения их деформации при штабелевке и
транспортировке. Обжиг заготовок проводят в многокамерных газовых печах. При
обжиге соблюдается график подъема температуры, приведенный в табл. 12.14.
При температуре (1250 ± 50) °С заготовки в печи выдерживают в течение 30 ч.
Общее время обжига составляет 370—410 ч. Для получения более плотных гра­
фитов, имеющих повышенные эксплуатационные свойства, обожженные заго­
товки подвергают уплотняющей пропитке пеком с последующим обжигом. Таким
образом получают графит для колец твердого контакта реактора РБМК.
Графитацию обожженных заготовок проводят в печах электросопротивления
при температуре 2400—2800 °С в течение недели с одновременной продувкой
хлором для удаления примесей. Однако даже и после высокотемпературной обра­
ботки примеси частично остаются внутри пор графита, в микротрещинах и в
химических соединениях.
Таблица 12.14. График повышения температуры при обжиге

306

Время обжига, ч

Температура, °С

Время обжига, ч

Температура, °С

0—400

90—130

800—1000

50

400—600

90

1000—1100

20

600—800

70

1100—1250

20

Свойства реакторного графита имеют определяющее значение как для безопас­
ности работы реактора и вывода его из эксплуатации, так и для обращения с отра­
ботавшим графитом.
Теоретическая плотность графита составляет 2,27 г/см , плотность реакторного графита — 1,65—1,75 г/см . Это означает, что реакторный графит обладает
значительной пористостью. Поры сообщаются между собой, следовательно, гра­
фит газопроницаем. Диаметр пор равен 1—30 мкм, однако имеется значительное
число микропор диаметром 200—2000 нм.
Теплопроводность графита высокая (близка к теплопроводности металла).
Она имеет различные значения в направлениях, параллельном оси продавливания и перпендикулярном этой оси. Теплопроводность определяет значения тем­
пературных перепадов и термических напряжений в сечениях графитовых блоков
и зависит от флюенса нейтронов и температуры облучения. Так, для графита
ГР-280 теплопроводность при 100 °С составляет 113/80 Вт/(м • К), а при 800 °С —
65/48 Вт/(м • К) (в числителе дано значение теплопроводности в направлении,
параллельном оси продавливания, а в знаменателе — перпендикулярном этой оси).
Тепловое расширение графита при температуре 18—700 °С и плотности его
1,75 г/см определяется по зависимости
а г = а0(1 + а Г + р Г 2 ) ,
где а = 1,6-10" , Р = 1,6-10" для направления, параллельного оси продавлива­
ния; а = 3,4 • 10" , Р = 1,4 • 10" для направления, перпендикулярного оси продав­
ливания.
Результаты экспериментов показали, что для наименее плотного графита
ГР-280 увеличение коэффициента температурного расширения наибольшее (при­
рост достигает 30—40 %) и продолжает возрастать до установления флюенса
22

2

2-10 нейтр/см , в то время как уменьшение пористости графита вследствие
дополнительной пропитки его пеком на стадии обжига приводит к уменьшению
22

2

этого коэффициента уже при флюенсе 1-10 нейтр/см .
Предел прочности на растяжение графита при нормальной температуре
составляет 7—210 МПа, а сопротивление сжатия — 21—35 МПа. При повышении
температуры прочность графита увеличивается.
з
Модуль упругости реакторного графита при растяжении составляет 10,8-10 и
5,14-10 МПа для параллельного и перпендикулярного направлений относи­
тельно оси продавливания и при увеличении температуры растет. Этот рост осу21

2

ществляется до значения флюенса около 10 нейтр/см , а затем наступает насы­
щение и при критических флюенсах происходит заметное уменьшение модуля
упругости.
Деформация ползучести реакторного графита под действием изгибающих и
крутящих напряжений при температуре 600—800 °С несущественна.
Усталость графита — изменение механических и физических свойств в
результате действия циклически меняющихся во времени напряжений и дефор­
маций. Сопротивление усталости характеризуется пределом выносливости, кото­
рый может выдержать материал без разрушения при заданном числе цикличе­
ских воздействий.
307

Характер усталостного разрушения графита при низких и высоких температу­
рах типичен для хрупких материалов: оно наступает внезапно в какой-то момент
времени при воздействии на графит некоторой максимальной нагрузки. С учетом
температурной зависимости других механических свойств графита можно ожи­
дать, что его сопротивление усталости с ростом температуры будет повышаться.
Для графита предельная нагрузка возрастает от 18 (при нормальной температуре)
до 31 МПа (при температуре около 2000 °С).
Дефекты реакторного графита, изменение его характеристик и свойств при
изменении температуры и облучении обусловлены особенностями строения крис­
таллической решетки.
Кристаллическая решетка графита состоит из параллельных слоев атомов угле­
рода. Атомы каждого слоя расположены в узлах гексагональной решетки. Связь
между ^томами графита в одном слое прочная, ковалентного типа, а между сло­
ями — слабая, остаточно-металлического типа. Большой прочностью связей
между атомами объясняется высокая температура сублимации графита (3650 °С).
Графит не плавится, а непосредственно переходит в газообразное состояние. При
смещении атомы занимают положения между слоями (так называемые «положе­
ния внедрения»), оставляя в узлах пустые места — вакансии. Атомы внедрения
группируются, образуя петли, которые раздвигают слои решетки и тем самым
вызывают рост кристалла в направлении, перпендикулярном слоям. В свою оче­
редь, оставшиеся в слое вакансии тоже группируются, образуя линии. В резуль­
тате слои сжимаются в своей плоскости и наступает сокращение (усадка) крис­
талла в направлении, параллельном слоям.
Если температура облученного графита выше температуры облучения, то энер­
гия дефектов решетки будет уменьшаться вследствие их взаимной аннигиляции и
освобождающаяся избыточная энергия будет переходить в теплоту. Важно, чтобы
количество выделяющейся накопленной энергии не превышало теплоемкость гра­
фита, иначе может произойти его саморазогрев до высоких температур.
Таким образом, бомбардировка нейтронами приводит к изменению размеров
графитовых блоков. В графите накапливается внутренняя энергия — энергия Вигнера. При температуре ниже 350 °С, когда отжиг радиационных дефектов не про­
исходит, степень радиационного повреждения графита увеличивается со временем
и в кристаллических решетках аккумулируется накопленная энергия — графит
становится метастабильным. Если метастабильная форма графита быстро превра­
щается в стабильную, то накопленная избыточная энергия выделяется, разогревая
графит. Например, в результате облучения при нормальной температуре и флюенсе
19

2

10 нейтр/см в графите может накопиться примерно 1,7 МДж/кг избыточной энер­
гии. При выделении этой энергии графит может разогреваться (до 1000 °С). Учиты­
вая значительную массу графита в активной зоне реактора (1850 т для реактора
РБМК-1000), следует принимать во внимание и возможность его возгорания
(например, в период демонтажа кладки при выводе энергоблока из эксплуатации).
Результаты исследований показали, что необлученный графит возгорается при
температуре не ниже 750 °С, а облученный — при температуре не ниже 700 °С.
При отключении подачи воздуха горение прекращается.
Разогрев графита до температуры возгорания (около 700 °С) за счет энерговы­
деления «просыпей» в локальных зонах практически исключен. Спонтанное
выделение энергии Вигнера возможно только в верхних блоках графитовой
кладки активной зоны, где рабочая температура графита при его облучении ней308

тронами сравнительно невысока. При этом выделение энергии Вигнера возможно,
если эти блоки графита будут предварительно нагреты до 200—300 °С. Как пока­
зали расчетные оценки, спонтанный разогрев графитовых блоков в этом случае не
превысит 500 °С.
Учитывая эффект саморазогрева графита из-за выделения энергии Вигнера,
уран-графитовые реакторы, работающие при низких температурах, периодически
подвергают контролируемому медленному нагреву для того, чтобы отжиг радиа­
ционных повреждений происходил без резкого повышения температуры графита,
приводящего к накоплению дефектов. Тем не менее выделение энергии Вигнера
является причиной возникновения значительного количества дефектов графито­
вой кладки.
От степени совершенства структуры графита зависит его теплопроводность.
Максимум теплопроводности для графитов с менее совершенной структурой сме­
щается в область более высокой температуры; при этом абсолютное значение теп­
лопроводности уменьшается.
Влияние радиационно-термических эффектов учитывается при конструировании
кладок активных зон реакторов. Неоднородность температурных и нейтронных
полей является причиной возникновения в графите внутренних напряжений, кото­
рые определяют целостность графитовых элементов кладки и ее работоспособность.
Радиационные изменения графита в объеме реактора распределены сложным
образом. В периферийных областях активной зоны, где температура графита
ниже, происходит радиационный рост графита, который приводит к расширению
этих участков кладки. Центральная область активной зоны имеет температуру,
при которой протекает процесс сжатия графита. Формоизменение графита может
явиться причиной искривления каналов и всей конструкции в целом.
Наряду с деформацией кладки, затрудняющей перегрузку топливных каналов, в
графите при низкой температуре накапливается скрытая энергия Вигнера, неконт­
ролируемое выделение которой может привести к нежелательным последствиям.
При высокотемпературном режиме эксплуатации большую опасность пред­
ставляет выгорание графита, сопровождающееся увеличением технологических
зазоров и потерей его прочностных свойств.
В реакторах РБМК в течение срока службы кладки существует вероятность
механического взаимодействия каналов с графитовой кладкой в результате как
усадки графита, так и увеличения диаметра циркониевой трубы вследствие радиа­
ционной ползучести. Суммарное изменение диаметра графитовой ячейки канальной
трубы, равное примерно 2,6 %, может привести к плотному контакту между графи­
том и технологическими каналами. Канальные трубы начиная с этого момента
будут испытывать сдерживаемую ползучесть, а графитовые блоки — сдерживаемую
усадку, что может вызвать разрушение последних. В процессе эксплуатации осо­
бенно опасны разрушения блоков и интенсификация выгорания графита.
Результаты исследований графитовых блоков при температуре 500—720 °С и
плотности потока быстрых нейтронов около 2*10 нейтр/(см • с) показали, что в
этих блоках могут возникать продольные трещины, часть из которых — сквозные
(по всей высоте блока).
Характеризуя поведение графита при облучении, можно условно выделить
несколько областей температуры и флюенса, в пределах которых изменения
линейных размеров носят общий характер для различных марок графита.
309

1. В области температуры до 300 °С наблюдается распухание, интенсивность
которого падает с повышением температуры.
2. В интервале температуры 300—400 °С изменение размеров происходит с
небольшой скоростью до флюенса более 10 нейтр/см . При этом характер фор­
моизменения (усадка и распухание) зависит от типа графита и его анизотропии.
3. При температуре 500—800°С возникает усадка, скорость которой незначи2

22

тельно зависит от температуры; в области флюенса 10 нейтр/см усадка сменя­
ется распуханием. Флюенс, при котором происходит этот процесс, уменьшается с
увеличением температуры.
4. При температуре выше 850 °С поведение графита качественно не отличается от
поведения его при температуре 500—800 °С, однако переход от усадки к распуханию
21

~2

резко сдвигается к области малых значений флюенса [(4-^6) • 10 нейтр/см ] и ско­
рость усадки существенно возрастает.
Если при низкотемпературном облучении решающую роль играют дефекты,
сильно искажающие кристаллическую решетку графита, что вызывает изменения
в характере теплового расширения, то при высокотемпературном облучении,
характеризующемся значительным формоизменением отдельных кристаллов без
существенного искажения самой кристаллической решетки, решающую роль
начинают играть макроструктура материала (пористость), его прочность и способ­
ность выдерживать большие деформации отдельных кристаллов без нарушения
целостности материала.
Облучение нейтронами приводит к повышению (при низкой температуре) проч­
ностных характеристик графита. По мере накопления повреждений радиационное
упрочнение стабилизируется, что объясняется равновесием между возникающими
группами точечных дефектов и их разрушением.
В результате облучения теплопроводность графита падает. Для облученного
графита характер зависимости теплопроводности от температуры изменяется: чем
выше температура, тем теплопроводность ближе к теплопроводности необлученного материала. Таким образом, эффект падения теплопроводности облученного
графита снижается с ростом температуры. Экспериментальные данные, полученные
на Курской АЭС, показали, что теплопроводность реакторного графита, облучен21

2

ного флюенсом 2 • 10 нейтр/см , при 300 °С в 10 раз ниже, чем теплопроводность
необлученного материала, тогда как при 600—700 °С она ниже всего на 50 %.
У графита, как и у урана, ярко выражена способность к радиационному росту.
Для графита характерен значительный эффект ускорения ползучести при облуче­
нии. Деформация ползучести при воздействии как растягивающих, так и сжимаю­
щих нагрузок одинакова.
Термический и радиолитический типы коррозии имеют место в графитовой
кладке реактора и сопровождаются потерей массы графита.
На диффузионной стадии окисления продукты реакции (С0 2 , СО) накаплива­
ются у стенок графитового блока, вытесняя кислород. При значительной темпера­
туре кислород почти полностью вступает в реакцию с углеродом, т.е. у стенок гра­
фитового блока накапливается значительное количество С0 2 и СО. В среде
углекислого газа возможна коррозия двух типов — термическая и радиолитическая.
Термическая коррозия сопровождается химической реакцией между графитом
и С0 2 . Скорость ее пренебрежимо мала при температуре ниже 600 °С.
310

Радиолитическая коррозия наступает, когда углекислый газ под действием быс­
трых нейтронов и гамма-облучения подвергается радиолизу, образуя оксид угле­
рода и другие продукты — активные окислители, которые реагируют с графитом в
соответствии с реакцией
С0 2 -> СО + О*,
где О* — окислительно-активные продукты радиолиза диоксида углерода.
Соответственно на поверхности графита происходит реакция
О* + С -> СО.
Графит — пористый материал, поэтому коррозия протекает преимущественно
внутри пор и развивается со скоростью, пропорциональной массе газа, заключен­
ного в порах, и потоку нейтронов. При радиолитической коррозии имеет место
убыль массы графита.
Кинетика реакции взаимодействия С0 2 с графитом исследовалась, и были
выявлены следующие особенности:
1) наблюдалась заметная потеря массы графита (выгорание) в кладке;
2) убыль графита в кладке была обусловлена не только реакцией взаимодей­
ствия графита с С0 2 , но и переносом графита с последующим отложением угле­
рода в газовом контуре.
При температуре 600 °С выгорание графита составляет 0,1 % в год. Следова­
тельно, длительная эксплуатация реактора в высокотемпературном режиме без
дополнительной защиты графита от окисления проблематична.
Основным продуктом взаимодействия графита с водородом при температуре
300—1000 °С является метан. Концентрация метана с увеличением температуры
снижается и при 1000 °С и давлении 0,1 МПа приближается к нулю. Метан пре­
дохраняет графит от коррозии, т.е. его наличие в газовом контуре дает положи­
тельный эффект.
Графит с молекулярным азотом практически не взаимодействует (константа
равновесия этой реакции весьма мала), однако при облучении возможно образова­
ние оксидов азота, взаимодействие которых с графитом может привести к появле­
нию азота и углекислого газа.
В ряде случаев в графитовую кладку водоурановых реакторов может поступать
как пароводяная смесь (при «мокрых» авариях), так и влага из-за возможных под­
сосов воздуха в систему циркуляции газа (азота или азотогелиевой смеси) через
графитовую кладку.
Исследования процесса окисления облученного и необлученного реакторного
графита в диапазоне температуры 700—1150 °С при взаимодействии с парогазо­
вой смесью, состоящей из водяных паров и азота, показали, что окисление гра­
фита в данной среде существует и зависит от температуры. При высоких темпе­
ратурах окисление графита сопровождается образованием С0 2 , Н2 и небольшого
количества СО. При этом протекают реакции:
С + Н 2 0 = СО + Н2;
С + 2Н 2 0 = С0 2 + 2Н2.
Вторая реакция преобладает.
При содержании 100 % пара в диапазоне температуры 700—900 °С за счет этой
реакции увеличивается унос графита примерно на 0,2 • 10 г/(см • с) на каждые
311

10 °С повышения температуры. В интервале температуры 900—1150 °С унос графита
—6

2

выше и составляет 0,8 • 10 г/(см • с) на каждые 10 °С увеличения температуры.
Таким образом, в отработавшем реакторном графите будут находиться продукты
его окисления и вещества, используемые для защиты графита от окисления.
В этих целях покрывают поверхность графита слабо окисляющимися веществами,
снижают пористость графита, пропитывая его каменноугольным пеком или раз­
личными смолами с последующей термообработкой, снижают скорость реакции
окисления введением ингибиторов, из которых наиболее эффективными являются
вещества, содержащие фосфор, хлор, бром. В качестве ингибиторов коррозии гра­
фита можно использовать альдегиды или органические кислоты, а также смеси
этих соединений. Добавление метана в количестве нескольких сотен объемных
частей на миллион частей циркулирующего через кладку газа также снижает ско­
рость коррозии графита. Очевидно, что все перечисленные факторы следует учи­
тывать при выборе метода обращения с отработавшим реакторным графитом.
12.6.2. Источники загрязнения графита

Активность графита активной зоны реактора обусловлена: 1) нейтронной акти­
вацией углерода графитовой матрицы; 2) загрязнением графита продуктами актива­
ции газа, заполняющего кладку; 3) попаданием в кладку теплоносителя, продуктов
эрозии и коррозии; 4) попаданием в кладку продуктов деления и ядерного топлива в
случае «мокрой» аварии, т.е. в случае разгерметизации твэлов и труб каналов.
Для выбора оптимального метода обращения с активным графитом следует
оценивать степень его загрязненности радионуклидами.
Уровень активации графита нейтронами зависит от его химического состава,
продолжительности облучения, потока и спектра нейтронов. В табл. 12.15 приве­
дены данные по содержанию примесей в реакторном графите российских и зару­
бежных реакторов.
При штатной безаварийной работе реактора доминирующей является активационная составляющая загрязнения графита, обусловленная наведенной актив­
ностью. Наведенная активность может быть оценена по выражению
А

\.Ф*а а ,Л.
ГХ1+ФКал2/-ФКааи

=
2

(е

-е

J,

где аа1/, а а2/ — микросечения реакций активации /-го изотопа и выгорания /-го
изотопа; Xi — постоянная распада; Ф — усредненная плотность потока нейтро­
нов; К — коэффициент использования мощности; / — время работы реактора;
а^.-6,023- 1023
здесь at — содержание активируемой примеси, г/т; *r|i — доля активируемого нук­
лида в смеси; At — массовое число активируемого нуклида.
В качестве примера в табл. 12.16 приведены результаты расчетной оценки
удельной активности наиболее значимых радионуклидов в отработавшем реактор­
ном графите реактора РБМК-1000 для флюенса тепловых нейтронов в активной
22

зоне 3,1-10
312

2

нейтр/см .

Таблица 12.15. Содержание примесей, КГ4 % (по массе), в реакторном графите
^ТТРМРЫТ
s^/Jivivivn I

П
О
Be
Н
В
N
Na
Mg
Al
Si
S
CI
Ca
Ti
V

Источник данных
[57]
0^05
—

[58]

[59]

[56]

~~
—

—
—

—
18

0,02
—

—
—

0,1—0,5
10

0,2—1

—
—
0,3

—
—

—
—

—
11
0,4—3
4

—
—
50—200
—
3—30
50—500

—
—
—
—
—
60

0,1—1
0,2—4
7—22

20—100

17

0,3—8

50—200

23

1—4
0,1—0,4
1-4
35
50—60

2-^\
25—35
0,7—3
0,4—12

—

—
—
1—15

Cr

0,35—0,4

—

—

—
Менее 1

Mn

0,04—0,25

—
—
—
—
—

0,1
15

0,05—0,5
0,2—12

—
—
—
—
—
—

—
Менее 0,3

Fe

10—28

Co
Ni

0,02—0,7
1—6
0,13—1
0,4

Zn
Sr
Mo
Ag
Cd

0,04—0,07

—
—
—
—

In

0,05—0,06

—

Sn
Ba
Sm
Eu
Gd
Dy

0,05—1,0
0,5—1,5
0,04—0,05
0,004—0,005

—
—
—
0,05—0,5*

—
0,1*

0,005—0,01
0,008—0,006

—
—

Bi

0,12—0,15
0,12—0,8
0,08—0,05

Cu

—

—
—
—
—

W
Pb

0,1—2,5
0,001

Менее 3
—
—
Менее 0,03

—
—

Менее 3

—
—

—
—

—
—
—
—
—
—

—
—
—
—

—
Менее 1
Менее 3
0,1—0,3

—

* Содержание редкоземельных элементов.

313

Таблица 12.16. Удельные активности радионуклидов активационного происхождения в отработавшем графите, Ки/т

Радио­
нуклид

З

н

Период
полурас­
пада,
годы

Отражатель

Активная зона
Время выдержки графита, годы
1

5

10

15

30

1

5

10

15

30

Р

12,4

3,0—3,3

2,4—2,6

1,8—2,0

1,4-1,5

0,6—0,64

5 • 10"4—
3,3

4-Ю"*—
2,6

3 • 10"4— 2,2 -10"4— 1,1-Ю"4—
2,0
0,64
1,5

с

Р

5730

4,0—5,1

4,0—5,1

4,0—5,1

4,0—5,1

4,0—5,1

8-НГ 1 —
5,1

8-10^—
5,1

8-Ю"4—
5,1

8-Ю"4—
5,1

8-Ю"4—
5,1

Fe

Р

2,7

3,3-46,2 1,2—16,8 0,3-4,2

0,1—1,4

0,002—0,03

5,2-10"4—
46,2

2-10^—
16,8

5 • 10~5—
4,2

2 • 10~5—
1,4

3 • 10"7—
0,03

Со

Р. У

5,27

0,6—1,0

0,4—0,6

0,2-^0,3 0,1—0,15

0,01—0,02

1 • 10"*— 6-Ю"5—
0,6
1,0

3 • 10~5—
0,3

1,5-10~5—
0,15

2-Ю"*—
0,02

р

96

1,3—7,8

1,2—7,5

1,2—7,3

1,1—6,3

1,9- 10"4— 1,9-10"4—
7,3
7,8

1,9-10"4—
7,3

1,9-Ю-4—
7,0

1,8-10^—
6,3

14

55

60

Тип
рас­
пада

63

Ni

1,2—7,0

Из данных табл. 12.16 следует, что если после годичной выдержки удельные
активности радионуклидов активационного происхождения сопоставимы, то
после 30-летней выдержки превалирует активность, обусловленная нуклидами
С и Ni. На АЭС с реактором РБМК-1000 за год образуется такое количество
С, которому соответствует активность около 400 Ки; при этом в графитовой кладке
и продувочном газе реакторного пространства в год накапливается 200 Ки [54].
Подобная же расчетная оценка выполнена для уран-графитового реактора
WAGR, который проработал 18 лет с номинальной мощностью 80 МВт. Про­
странственное и энергетическое распределения потока нейтронов в активной зоне
и отражателе были рассчитаны по 22-групповой программе ANISN. Топливная
композиция из U 0 2 (обогащение 2,5 % по урану-235) имела массу 11,5 т. В расче­
тах принято, что источники нейтронов имели спектр нейтронов деления. Рассчи­
танные пространственные распределения источников деления по радиусу и по оси
активной зоны сравнивались с экспериментальными данными, и были получены
удовлетворительные согласия между ними.
В табл. 12.17 приведены ядерно-физические характеристики основных радио­
нуклидов, для которых были выполнены расчеты наведенной активности. Три
Таблица 12.17. Ядерно-физические характеристики радионуклидов [67]
Радионук­
лид

Тип ядерной
реакции

«Li

и, а

13

с

я, У

Дочерний
радионуклид

ч

14
14

с1
cJ

Период полураспада дочернего
радионуклида, годы

Выход частиц
на распад, %

Активность,
ТБк

12^

i7s

44

5,73-103

1,1

4,7

5,73-103

99,6

4,7

N

п,р

35

С1

и» У

36

С1

3,01 • 10 5

75,77

0,088

40

Са

и, у

41

Са

1,0-10 5

96,94

0,121

Fe

п,р

54

Мп1

0,855

5,8

0,004

Мп

п, 2п

54

0,855

100,0

0,004

14

54
55

MnJ

Fe

">У

55

Fe

2,7

5,8

1858

58

Ni

">У

59

Ni

7,5-104

68,27

6,8

63

Ni

">У

63

Ni

96

3,59

698

Со

">У

60

Co

5,27

100,0

692

Nb

">У

94

Nbl

2,0-104

100,0

0,042

п>Р

94

NbJ

2,0-104

9,6

0,042

ЫЪ

13,6

100,0

0,168

54

59
93
94

Мо

93

Nb

,51

Eu

153

Eu

Всего

п,п,у

94т

и, У

152

Eu

13,4

47,8

1,12

">У

154

Eu

0,5

52,2

1,39

—

—

3,3 • 10 3

—

—

П р и м е ч а н и е . 1 ТБк = 27 Ки.
315

нуклида ( Со, Fe и Ni) внесли основной вклад в активность радиоактивных
отходов (за счет сталей). Однако если учесть период полураспада Со, Fe и
Ni, то через 50 лет после останова реактора активность этих отходов будет в
основном определяться нуклидом Ni.
Для графитовой кладки показано, что примеси лития и азота (из которых обра­
зуются Н и С) обусловливают накапливающуюся активность графита. Наличие
Со в графите имеет важное значение при выполнении демонтажных работ. При­
сутствие Са и О может оказать существенное значение, так как эти радионук­
лиды имеют большой период полураспада. Графит в активной зоне имеет в среднем активность около 1,9-10 ГБк/т, следовательно, потребуются специальные
контеййеры из бетона, в которые должны будут помещаться графитовые блоки на
длительное хранение.
Происходит также загрязнение графита продуктами активации газов, запол­
няющих кладку активной зоны и отражателя. Активируемыми примесями в газах
являются тритий, С, CI, Ar, N и N. Последние имеют период полураспада
Г1/2 соответственно 10 мин и 7,35 с и в качестве активных продуктов могут не
учитываться.
Радиоактивный углерод С (бета-излучатель с периодом полураспада 5730 лет)
образуется в кладке реакторов в результате реакции т!(и, р) С (азот находится в
графите в связанном состоянии ив виде газа). Радионуклид С также может обра­
зовываться в реакции 0(л, а) С (активации кислорода, содержащегося в проду­
вочном газе и замедлителе с последующей диффузией в графит) и С(л, у) С.
Но эти реакции являются практически менее значимыми по сравнению с реакцией
Тритий (бета-излучатель с периодом полураспада 12,26 года) в природе может
существовать в газообразном виде и в оксидных формах (НТО, Т 2 0). Газообраз­
ная форма трития неустойчива. Он сравнительно быстро окисляется. Тритий
образуется в основном в соответствии со следующими реакциями:
3

Не(и,/7) 3 Н;

6

Li (л, а) 3Н;

124

Sn (л, а) 3Н + ...;

12

С (л,) 9Ве (л, а) 6Li («, а) 3Н;
10

В («, 2а) 3Н.
В теплоносителе контура РБМК тритий существует преимущественно в виде
тритиевой воды, в продувочном газе и самом графите кладки — в газообразной и
оксидной формах. Основной вклад в накопление трития в графите вносит реакция
с литием (как примеси в самом графите). С большой вероятностью тритий оста­
ется в графитовой матрице, поскольку средний пробег его микрочастицы меньше
размера зерна и больше размера пор графита. При продувке кладки реактора
316

3

3

азотно-гелиевой смесью тритий образуется и в соответствии с реакцией Не (п, р) Н
(при этом активность его составляет около 3,3 ГБк/ч).
Радионуклид Аг получается при захвате нейтрона ядром Аг. В реакторах
типа РБМК для заполнения графитовой кладки используют азотно-гелиевую
смесь. В газовом контуре АЭС с реакторами типа РБМК активность Аг достизб
гает нескольких десятков терабеккерелей. Радионуклид О (бета-излучатель)
35

36

образуется по реакции С1 (и, у) С1. Наличие хлора в графите связано с его
появлением при очистке графита от примесей в процессе графитации при темпе­
ратуре 2400—2800 °С.
Важно определить, где и как в графите кладки располагаются активные нук­
лиды. Поскольку в реакторном графите источниками их образования являются
примеси, то анализ расположения (и появления) последних поможет решить эту
задачу. При производстве реакторного графита сначала производят прокаливание
кокса, чтобы удалить азот, который осаждается на поверхности кристаллитов.
Затем осуществляют спекание при температуре около 1000 °С в течение четырех
недель для удаления других примесей, а затем — графитацию при температуре
2400—2800 °С в течение недели с одновременной продувкой хлором (также для
удаления примесей). Но и после высокотемпературной обработки примеси в гра­
фите частично остаются. Они располагаются в основном внутри пор (поры в графите имеют размеры от 1 • 10 до 1—3 мм), в трещинах и в химических соедине­
ниях, присутствующих в графите.
Азот преимущественно адсорбируется на поверхности кристаллитов, хлор распо­
лагается внутри пор и в трещинах. Тритий находится в графите в связанном или
несвязанном состоянии и выходит из него при высокой температуре (более 1000 °С).
Скорость выхода водорода из облученного графита при нагреве на два порядка
больше, чем из необлученного. Эксперименты показали, что гамма-облучение
также существенно стимулирует выход газообразных продуктов (в основном водо­
рода) из облученного графита. Хлор также накапливается внутри пор и в трещинах.
Загрязнение графита радиоактивными продуктами, попадающими в кладку
с теплоносителем при протечках, обусловленных негерметичностью труб каналов.
По оценочным данным количество поступающего теплоносителя в кладку
составляет около 10 кг/ч. При равномерном поступлении
Cs и Со к оконча­
нию эксплуатации реактора накопление активности в кладке составит ориентиро­
вочно 0,02—0,20 и 0,001—0,01 Ки соответственно, т.е. в случае безаварийной экс1370

60^

,

плуатации вклады
Cs и Со в гамма-активность графита за счет протечек
незначительны. В основном при поступлении воды из негерметичных технологи­
ческих каналов в кладку может попадать тритий, который существует в теплоно­
сителе в виде тритиевой воды (за счет выхода трития из твэлов, а также активации
дейтерия). В реакторах типа РБМК за счет тройного деления в твэлах накаплива­
ется активность трития около 0,37—0,74 ТБк/(МВт(эл) • сут ) в год. Через обо­
лочку из циркониевого сплава в теплоноситель вследствие диффузии поступает
примерно 0,1 % трития. Если оболочка твэла сделана из нержавеющей стали, то
скорость поступления трития в теплоноситель примерно на порядок больше.
317

Загрязнение графита радиоактивными продуктами коррозии и эрозии при взаим­
ном контакте его с элементами конструкций (каналами, штангами, опорами и др.).
Этими продуктами в основном являются радиоизотопы циркония и ниобия, но их
концентрация в графите невелика. Естественно, что общая активность графита
будет существенно различаться для разных реакторов. Общая активность соб­
ственно графита с образованием радионуклида С за 30 лет работы реактора
РБМК оценивается в 2,6 Ки/т [60, 61]. Расчетные оценки показали, что в первые
20 лет хранения активность собственно графита (без продуктов деления) будет
определяться в основном наличием Со и 55Fe, а через 100 лет хранения — нали­
чием С, трития и хлора.
Загрязнение графита топливной композицией и продуктами деления при ава­
риях с разрушением технологических каналов и тепловыделяющих элементов
(«мокрых» авариях) в основном происходит за счет поступления в кладку гаммаизлучающих нуклидов, таких как 134Cs, 137Cs, 60Со, 55Fe, 154Eu, 155Eu, 151Sm,
244
Cm, 241Am, 243Am, 239Pu, 106Ru, 90Sr и пр.
Особенностью такого загрязнения является его неравномерное распределение
как по всему объему кладки, так и по отдельным блокам (чаще всего такое загряз­
нение наблюдается на поверхности графитовых блоков). Примером этого загряз­
нения могут служить блоки графитовой колонны, извлеченной из реактора треть­
его энергоблока Ленинградской АЭС, где в 1998 г. произошла разгерметизация
одной из ТВС с попаданием в кладку топливной композиции. Анализ проб, взя­
тых с наружных и внутренних поверхностей блоков, показал, что в них имеются в
/ИЛ

1 О У!

1 0*7

основном Со,
Cs,
Cs. Результаты проведенных экспериментов по выщела­
чиванию радиоактивных нуклидов в дистиллированную воду показали, что
именно эти изотопы переходят в воду при выдержках в течение 30, 60 и 90 сут.
Показателен в отношении загрязнения графита опыт работы реактора АМБ-100
Белоярской АЭС. За 17 лет эксплуатации реактор был остановлен 223 раза из-за
аварий ТВС [62]. По мере увеличения числа аварий возрастала масса просыпей и
фрагментов топлива в различных зонах графитовой кладки, росла общая альфа- и
бета-активность трансурановых элементов и продуктов деления вследствие облу­
чения просыпей и фрагментов топлива в работающем реакторе; по объему гра137

фита кладки мигрировали летучие продукты деления (в основном
Cs). Кроме
того, имели место образование графитовой крошки и окисление графита как за
счет примеси кислорода в продуваемом через кладку азоте, так и за счет кисло­
рода, образовавшегося при радиолизе воды, попадающей в кладку при разгерме­
тизации каналов. Механическая прочность графита перегревательных каналов
снизилась почти в 2 раза.
Общее количество просыпей топлива в кладке составило около 160 кг. Согласно
другим данным [63] по результатам гамма-сканирования кладки были получены
следующие расчетные значения массы просыпей в кладке реактора АМБ-100:
по 238 U — 84,3—84,8 кг; по 235 U — 0,69—0,71 кг;
по 240Ри — 54—57 кг; по 239Ри — 180 кг.
Результаты исследования графита кладки показали, что при отсутствии
загрязнения просыпями топлива активность графита определялась в основном
318

наличием нуклида

С и составляла (0,9-ьЗ) • 10
1 О /I

1Т7

Ки/кг. При наличии загрязне-

£Lf\

ния в графите имелись также Cs, Cs, Со и активность графита составляла
10~ 7 — 10"5Ки/см3 [64].
Важен опыт целевого исследования загрязнения графита промышленных уранграфитовых реакторов актиноидами и продуктами деления [55]. При имевших
место инцидентах в кладку активных зон реакторов попадали уран и продукты
деления из дефектных твэлов; фрагменты урана транспортировались паром и осе­
дали на поверхности графитовых блоков кладки. В условиях нейтронного облуче­
ния U сначала конвертировался в Ри, который частично выгорал с образова­
нием продуктов деления, а частично в результате последовательного захвата
нейтронов превращался в актиноиды (в том числе
Am,
Am,
Cm). Было
установлено, что загрязнение графитовых блоков определялось в основном состо­
янием поверхностного слоя толщиной около 2 мм. Содержание актиноидов в объ­
еме блоков было на два порядка ниже, чем в поверхностном слое. При этом мак244^,

симальныи вклад в активность смеси актиноидов вносил
Ст.
Соотношения активностей
Am/ Am и
Cm/ Am в образцах-кернах,
отобранных на разной высоте активной зоны (табл. 12.18), заметно разнились, что
объясняется изменением плотности потока нейтронов по высоте ячейки. Значения
соотношений увеличивались с ростом флюенса. Вид зависимости подобен для
реакторов И-1 и ЭИ-2.
Содержание
Cs,
Cs,
Ru, Eu, Sr в поверхностном слое графитовых
блоков было заметно выше, чем в объеме их. В табл. 12.19 приведены удельные
активности, обусловленные наличием Cs, Ru, Sr в поверхностном слое гра­
фита, а также отношения активностей Аи)в /АХГ1 и АЯ() / АП1
л i*j

0/11

^ ЛА

Ru

О/1 1

Cs

Sr

Cs

Связь между изотопными соотношениями и флюенсом нейтронов позволяла
заключить, что миграция радионуклидов в процессе облучения была незначи­
тельной.
Таблица 12.18. Зависимость относительных активностей актиноидов
в графите от флюенса нейтронов (55]
Условный флюенс

Реактор

^243 А /^241 д
Am
Am

^244^ /^241
Cm
Am

0,997

И-1

0,5 ±0,12

430 ± 80

ЭИ-2

0.49 ±0,01

270 ± 20

0,71—0,78

0,5—0,55

0,4—0,47

0,19—0,23

И-1

0,38 ± 0,06

230 ± 40

ЭИ-2

0,31 ±0,01

92 ± 3

И-1

0,19 ±0,04

74 ±22

ЭИ-2

0,22 ±0,01

52 ± 3

И-1

0,15 ±0,02

42 ± 6

ЭИ-2

0,08 ± 0,002

18±1

И-1

0,07 ± 0,04

14±8
319

Т а б л и ц а 12.19. Удельные поверхностные активности радионуклидов
в графитовых блоках промышленных реакторов [55]
Реактор

Условный
флюенс

ЭИ-2

И-1

^106D *
Ru
5

10 Бк/г

103 Бк/г

104 Бк/г

0,46

1,38

0,65

7,4

0,96

1,23

0,60

4,7

0,61

32,30

14,6

160,0

0,55

5,62

1,90

29,0

0,82

3,00

1,20

0,80

1,00

0,30

Ru

Cs

'Hr

/y4l37

4,7
4,9
4,5

0,54

0,52

17,0

3,4
4,0

7,5

3,0

0,75

Cs

0,38
0,50
0,57

^i37Cs Прямые измерения содержания актиноидов были возможны только при
большом загрязнении, поэтому в ряде кернов, взятых из удаленных от аварийных
ячеек, такие измерения практически невозможны. Решение проблемы состояло в
определении степени загрязнения актиноидами по результатам измерения актив137
ности Cs с последующим введением корреляционных соотношений. Предпола­
галось, что актиноиды и продукты деления содержатся в поверхностном слое гра­
фитовых блоков. Все ячейки кладки были разделены на три категории по уровню
загрязнения: аварийные (и соседние с ними); удаленные от аварийных в централь­
ной зоне кладки; удаленные от аварийных в периферийной зоне кладки (в том
числе отражатель). Для каждой категории ячеек оценивали среднее содержание
137

Cs и находили среднее содержание других радионуклидов, используя корреля­
ционные коэффициенты. Результаты оценок приведены в табл. 12.20.
Как следует из анализа данных, приведенных в табл. 12.20, загрязнение кладки
реакторов актиноидами и продуктами деления весьма умеренное.
Т а б л и ц а 12.20. Активности радионуклидов, Бк/г, в кладке промышленных реакторов
Реактор

Радионуклид

И-1

ЭИ-2

АДЭ-3

Cs

(6,9 ± 1,5)-10 12

( 2 , 1 + 0,5) - 1 0 1 2

(8,8±1,9)-10 1 2

Sr

(4,3 ± 1,0)-10 12

(1,1±0,3)-1012

(3,1 ± 0,7) • 1012

Am

(3,4 ± 0,8)-10 10

(8,4±2,2)-10 9

(5,0±1,1)-10 1 0

(1,6±0,6)-10 1 2

(5,0±1,6)-10 и

(1,4±0,3)-10 1 2

,37
90
241

244

Cm

238

Pu

(7,4 ± 1,9)-10 10

(1,8±0,5)-10 1 0

(l,2±0,3)-10u

239

Pu

(4,5 ± 1,2)-10 9

(1,1±0,3)-10 9

(7,3± 1,9)-10 9

240

Pu

(1,1 ±0,3) • io 1 0

(2,8 ± 0,8) • 109

(1,8±0,5)-10 1 0

Co

(2,6±0,6)-10 1 2

(4,1 ±1,0)-10 1 2

(8,2±2,0)-10 1 2

60

320

Уровень загрязнения поверхности графитовых блоков примерно одинаков во
всем объеме кладки. Хотя активность Со в кернах, отобранных с поверхности гра­
фитовых блоков, выше, чем в кернах, отобранных из объема, среднее соотношение
удельных активностей поверхностных и внутренних образцов невелико: для реак­
тора ЭИ-2 оно составляет 4,7; для реактора И-1 — 3,2; для реактора АДЭ-3 — 3,1.
Поэтому содержание Со в кладках определяется в основном его количеством в
объеме графитовых блоков.
Из результатов исследования получено, что определяющий вклад в загрязне­
ние графита кладки вносит нуклид С [65]. Загрязнение кладок продуктами
деления и актиноидами имело поверхностный и неравномерный характер. Иссле­
дование кладок промышленных реакторов было достаточно представительным,
комплексным и может быть признано надежным. Его результаты (с известной
осторожностью) могут быть экстраполированы на активные зоны уран-графито­
вых энергетических реакторов.
Оценки запасов радионуклидов в кладке могут служить основанием для выра­
ботки решений по обращению с отработавшим графитом и выбору технологии его
утилизации. Содержание радионуклидов в отдельных блоках может различаться в
несколько раз, поэтому необходима предварительная сортировка блоков по сте­
пени загрязнения.
В качестве примера в табл. 12.21 приведены расчетные значения мощности
экспозиционной дозы гамма-излучения и удельной активности графитового блока
реактора РБМК-1000, загрязненного топливной композицией (начальное обогаще­
ние 2 %) и продуктами деления. Выгорание топлива составляет 29 300 МВт • сут/т,
масса просыпей топлива — 100 г (габаритные размеры блока 250x250x600 мм).
Результаты проведенных исследований показали, что согласно существующим
нормативам графит активной зоны и часть графита отражателя следует отнести к
группе II твердых радиоактивных отходов как по мощности дозы гамма-излуче­
ния, так и по удельной бета-активности, причем выдержка существенно умень­
шает лишь мощность экспозиционной дозы гамма-излучения.
Из общей массы графита кладки реактора РБМК-1000, составляющей 1850 т, к
группе II следует отнести около 1250 т графита активной зоны и около 350 т гра­
фита отражателя.
Таблица 12.21. Радиационные параметры графитового блока, загрязненного топливной композицией
и продуктами деления [86]
Параметр

Выдержка, годы

1

5

10

15

30

Мощность экспозиционной дозы
гамма-излучения, Р/ч

22—28

12—15

4—5

2,6—3,4

2,0—2,4

Удельная бета-активность, Ки/кг

2,7

0,9

0,45

0,3

0,25

2,6

8,4

8,3

8,3

8,3

Удельная альфа-активность, 10" Ки/кг

Примечание. Мощность экспозиционной дозы гамма-излучения рассчитана для расстояния 10см от
боковой поверхности блока и равномерного распределения в графите продуктов деления (что следует признать
не совсем корректным).
11 — 820

321

Попадание топлива в кладку в случае аварии существенно повышает актив­
ности аварийных блоков. При попадании в ячейку более 10 г топлива графит ава­
рийной ячейки следует относить к группе III. В случае аварий с попаданием в
кладку топливной композиции необходимо применять специальные методы рас­
чета объемов загрязненного графита. Для каждой конкретной ситуации необхо­
димо учитывать не только массу просыпи топлива, но и степень его выгорания, а
также миграцию продуктов деления в графите в процессе эксплуатации.
При длительной выдержке графита его активность будет определяться нали­
чием нуклидов Н, С, Ni. В начальный период после останова реактора (до 15 лет)
существенную роль будет иметь гамма-излучение за счет Со.
12.6.3. Дезактивация отработавшего графита

Дезактивация может явиться одним из начальных этапов кондиционирования
отработавшего графита. Для дезактивации графитовых блоков кладки реакторов в
принципе возможно применение следующих методов: химического; электрохими­
ческого; электрофизических (электроконтактной обработки, электролитного
нагрева, индукционного нагрева, ионно-плазменной обработки); механического
(снятие поверхностного слоя графита).
Дезактивация графита химическими методами состоит в удалении раство­
рами химических реагентов активных нуклидов из поверхностных слоев графито­
вых блоков. В приложении к металлическим отходам процесс дезактивации сво­
дится, как правило, к удалению растворами химических реагентов отложений
продуктов коррозии конструкционных материалов (в основном оксидов железа) с
поверхности оборудования. Из-за наличия в оксидной пленке соединений хрома и
никеля дезактивацию оборудования обычно проводят в два этапа (двухванный
метод). На первом этапе оборудование обычно обрабатывают окислительным рас­
твором на основе перманганата калия (в щелочной или, что более эффективно, в
кислой среде), на втором — проводят обработку восстановительным раствором на
основе различных кислот. В современной ядерной энергетике для этих целей
используют органические кислоты и комплексоны, причем наиболее эффектив­
ными реагентами являются щавелевая кислота и ее соли, а также этилендиаминтетрауксусная кислота и ее соли (трилон Б).
Для повышения эффективности дезактивации в растворы кислот и комплексонов вводят такие активирующие добавки, как фториды, пероксид водорода, гидра­
зин и др. Существует достаточно много разновидностей дезактивирующих обра­
боток. Добавление к растворам кислот и комплексонов таких добавок, как
правило, улучшает лишь одну характеристику раствора и отрицательно сказыва­
ется на других. Так, например, добавление фторидов повышает эффективность
дезактивации, но приводит к резкому увеличению коррозии. Добавление пероксида водорода позволяет предотвратить образование вторичных оксалатных отло­
жений двухвалентного железа, препятствующих очистке, но заметно снижает
эффективность дезактивации.
Химические методы дезактивации оборудования могут быть положены в
основу разработки методов дезактивации графита. Разрабатываются составы
дезактивирующих растворов и регламенты их применения для решения проблемы
дезактивации графитовых блоков. Определяется эффективность выщелачивания
радионуклидов из графитовых блоков.
322

Электрохимический метод дезактивация поверхностей графитовых блоков
основан на электрохимических процессах с переводом графита из твердого состо­
яния в газообразное за счет электроокисления в кислородсодержащем электро­
лите. Процесс протекает по схеме:
С - 2 е - > с\\ С - 4 е - > c j ;
С

2 - ° 2 -»

С0

'

С

4 -

20

2 "> С 0 2 -

Этот процесс имеет место при анодировании металлов. Он реализуется в тем­
пературной области существования электролита в жидком состоянии и проходит
на поверхности раздела фаз графит—электролит, постоянно охватывая по мере
снятия анодированного слоя более глубокие слои. Прекращается процесс при
отключении электропитания.
Как отмечалась выше, электрохимическая дезактивация в приложении к метал­
лам может выполняться в катодном и анодном вариантах.
Применительно к уран-графитовым реакторам типов РБМК и АМБ запатенто­
ваны установки и устройства для электрохимической дезактивации верхнего
тракта [68] и технологических каналов [69] реакторов. Решаются следующие
задачи электрохимической дезактивации графитовых блоков:
1) определяется оптимальный состав электролита, которым будет проводиться
электрохимическая обработка блоков (серная кислота и едкий калий);
2) разрабатываются схемы проведения процесса электрохимической обработки
блоков. При этом следует выбрать конструкцию аппарата и полярность подключе­
ния тока, т.е. определить, подключать графитовый блок в качестве катода или
анода либо использовать сложные варианты;
3) исследуются возможности концентрирования выщелачиваемых радионукли­
дов на противоэлектроде в целях сокращения объема вторичных ЖРО;
4) исследуются возможности использования электрохимической генерации
активных компонентов в дезактивирующем растворе, которые могут облегчить
выщелачивание фиксированных графитом радионуклидов;
5) определяется эффективность электрохимической дезактивации по отноше­
нию к различным радионуклидам.
В настоящее время рассматривается совмещение электрохимической дезакти­
вации с электросепарацией, приводящее к избирательному переводу загрязняю­
щих графит веществ (например, ядерного топлива) в виде ионов в раствор с одно­
временным наложением электрического поля для осаждения ионов на электроде
противоположной полярности.
Дезактивация электрофизическими методами предполагает возможность
применения ряда методик.
Электроконтактная обработка является разновидностью электроэрозионного
способа, в основу которого положены процессы эрозии и выноса материала из
зоны обработки. Электроконтактная обработка проводится в диэлектрической
(жидкой или газовой) среде и отличается простотой и высокой производительно­
стью. Поверхность изделия распыляется макро- и микродугами, а продукты обра­
ботки остаются в жидкости (воде) или осаждаются на экранах и элементах рабо­
чей камеры.
И*

323

Электролитный нагрев выполняется, как правило, в нейтральных электроли­
тах (растворах солей) и обеспечивает дезактивацию за счет нагрева и ионной бом­
бардировки изделия. Поверхность изделия очищается микро- и макродугами, а
продукты обработки оседают в рабочей камере.
Индукционный нагрев проводится в воздухе или газообразных средах. Приме­
нение тока высокой частоты обеспечивает нагрев и термическую дезактивацию
только поверхностных слоев блока. Поверхность блока очищается за счет термо­
десорбции, продукты обработки оседают в рабочей камере.
Ионно-плазменная обработка заключается в дезактивации поверхности блока
за счет ионной (катодной) бомбардировки в условиях небольшого вакуума. Про­
дукты обработки оседают на экранах и элементах рабочей камеры.
Модификации перечисленных электрофизических методов эффективно исполь­
зуются в промышленности для нагрева, очистки и термообработки материалов.
Оборудование для их осуществления автоматизировано и производится серийно,
его адаптация к применению в горячих камерах и других специальных условиях
не представляется сложной. Разрабатываются модельные варианты электрофизи­
ческих методов дезактивации графитовых блоков.
Механический метод дезактивации графитовых блоков состоит в дистанцион­
ном механическом снятии поверхностного слоя блока фрезерованием или элект­
ромеханическими металлическими щетками. Метод особенно эффективен при
поверхностном загрязнении графита радионуклидами, поскольку позволяет про­
водить дезактивацию графита с наименьшим накоплением вторичных РАО.
12.6.4. Сжигание радиоактивного графита

Сжигание является альтернативным решением вопроса обращения с радиоак­
тивным графитом активных зон уран-графитовых реакторов АЭС и промышлен­
ных реакторов.
Горение графита представляет собой сложный физико-химический процесс,
который может быть условно разделен на несколько этапов:
1) проникновение окислителя к поверхности графита посредством молекуляр­
ной и конвективной диффузии;
2) адсорбция молекул окислителя на кристаллах графита;
3) взаимодействие адсорбированного окислителя с поверхностными атомами
углерода на активных центрах с образованием комплекса СО;
4) распад комплекса СО с выходом СО и С0 2 и удаление последних с продук­
тами сгорания.
Согласно диффузионно-кинетической теории различают две стадии горения —
диффузионную и кинетическую.
В интервале низких температур на кинетической стадии скорость реакции
горения определяется скоростью химического взаимодействия компонентов. При
свободном доступе кислорода к реакционной поверхности существенного влия­
ния газового потока не наблюдается. При температуре 750—800 °С скорость реак­
ции горения графита замедляется, поскольку она начинает лимитироваться диф­
фузией окислителя к реакционной поверхности.
324

Продуктами реакции горения могут быть диоксид и оксид углерода. При этом
возможны следующие реакции с выделением и поглощением теплоты:
С + 0 2 = С0 2 + 394,59 кДж/моль;
2С + 0 2 = 2СО + 219,0 кДж/моль;
2СО + 0 2 = 2С0 2 + 570,2 кДж/моль;
С + 0 2 = 2СО - 175,63 кДж/моль.
На диффузионной стадии окисления продукты реакции (С0 2 , СО), накаплива­
ясь у стенок графита, вытесняют кислород, поэтому при повышенной температуре
скорость реакции окисления лимитируется скоростью диффузии кислорода к
реакционной поверхности.
Для горения графита требуется предварительный разогрев всей массы до тем­
пературы не ниже 300 °С. Интенсификация горения наступает при 1200—1300 °С,
и процесс идет с наддувом. В результате «мокрых» аварий реактора, сопровожда­
ющихся разгерметизацией твэлов и каналов, в графит кладки поступают продукты
деления и ядерное топливо. Отделение активных примесей от графита может
выполняться в замкнутом объеме, что практически исключает массообмен с окру­
жающей средой. Подобная переработка графита [70] состоит из операций двухстадийного сжигания, очистки уходящих газов от аэрозолей за счет десублимации
и последующей сублимации углекислого газа и связывания сублимированного
С0 2 гидроксидом кальция в целях локализации примеси изотопа С в форме
водонерастворимого карбоната кальция.
Оптимальные параметры температурного режима определяются необходимо­
стью беспламенного режима горения при достаточно высокой скорости реакции
окисления.
Практически сжигание радиоактивного графита может быть осуществлено в гер­
метичной слоевой топке, футерованной изнутри огнеупорным кирпичом и оборудо­
ванной системами подачи воздуха, в том числе обогащенного кислородом, и улавли­
вания продуктов сгорания, куда входят также фильтры для очистки от нуклидов.
Дериватографические исследования необлученного графита марки ГР-280
показали, что максимальная температура экзоэффекта сдвинута в область 780—
800 °С. Что касается реакционной способности необлученного графита, то из-за
образования примерно 2,5 % смещенных атомов скорость его окисления может
быть увеличена по сравнению с облученным. При сжигании радиоактивного гра­
фита образуются три составляющие: твердая (зола), газообразная и жидкая (вода).
При сжигании графитового порошка (размер фракций около 20 мкм) в усло­
виях воздушного дутья в соответствии со стехиометрическим уравнением реакции
С + 0 2 + 3,76N2 = С0 2 + 3,76N2
на 1 моль углерода образуется 4,76 моль газообразных продуктов сгорания, содер­
жащих 21 % С0 2 и 79 % N. Из продуктов сгорания диоксид углерода может быть
уловлен методом щелочной промывки в оросительной колонне с применением
водной суспензии гидроксида кальция Са(ОН)2. При взаимодействии диоксида
углерода с гидроксидом кальция в соответствии с реакцией
Са(ОН)2 + С0 2 = СаС03 + Н 2 0
325

образуется нерастворимый термически активный карбонат кальция. Расчеты пока­
зывают, что при улавливании 3,67 т суммарного диоксида углерода, получающе­
гося при сжигании 1 т графита, расходуется 6,17 т безводного гидроксида кальция
и в качестве конечного продукта улавливания образуется 8,34 т безводного карбоната кальция. При плотности графита 1,6 г/см объем 1 т его составит условно
3

3

около 0,625 м , в то же время при плотности карбоната кальция 2,3 г/см объем
последнего составит 3,63 м , что почти в 6 раз больше исходного объема графита.
На обеих ступенях окисления степень снижения активности составляла около
0,15 %, а удельная активность радионуклидов — около 1,7 • 10 Ки/л. Поскольку
эффективность очистки от аэрозолей на стадии сублимации углекислого газа
о

достигала 10 , то активность радионуклидов в сублимированном углекислом газе
—17

не превышала 10
Ки/л; бета-активность карбоната кальция равнялась около
б^-Ю^Ки/дм 3 .
Данный вариант переработки графита целесообразен по экологическим показа­
телям, однако объем вторичных продуктов переработки весьма значителен.
Интерес представляет способ сжигания графита во взвешенном состоянии,
практическое использование которого было осуществлено специалистами
ФРАМАТОМ. Технология включала в себя измельчение графита, сжигание графи­
товой пыли, обработку уходящих газов за счет высокотемпературной фильтрации,
последующую обработку газов (тонкую фильтрацию), вывоз и захоронение золы.
На рис. 12.26 представлена схема установки по сжиганию графита в кипящем
слое, при использовании которой сжигание графита составляет 99,8 %.
Ниже приведены технические характеристики процесса сжигания графита в
кипящем слое:
Тип топки

С псевдоожиженным слоем и рециркуляцией

Давление при работе топки

Пониженное

Размер фракций графита, мм

0,5—1,5

Массовый расход топлива, кг/ч

30

Температура, °С:
в слое

1075

в камере дожигания

1100

Температура охлаждения за счет разбавления
атмосферным воздухом °С

До 160

Фильтры системы очистки продуктов сгорания

Динамический, рукавный, тонкой очистки

Содержание в продуктах сгорания:
N2, %
02,%

79
19,5

С0 2 ,%

326

1,5
3

СО, мг/м

43

NO, мг/м3

38

&
12-

"

^

МММ

Рис. 12.26. Схема установки по сжиганию графита в кипящем слое:
1 — бункер; 2 — шнековый циклон; 3 — реактор с кипящим слоем; 4 — первичный циклон; 5 —
воздух для кипящего слоя; б — канал рециркуляции; 7 — камера дожигания (вихревая камера); 8 —
воздух для охлаждения; 9 — динамический и рукавный фильтры; 10 — фильтр тонкой очистки; И —
дымосос; 12 — дымовая труба

Наряду с опытами, проведенными при неустановившихся режимах, были осу­
ществлены долговременные эксперименты с определением количества вторичных
отходов. Результаты экспериментов подтвердили расчетное значение количества
вторичных отходов (1—2 % исходной массы сжигаемого графита). Так, при общей
массе сжигаемого графита 3700 кг количество пыли, собранной фильтрами, соста­
вило 29,7 кг (в том числе графитовой пыли 17 кг, а пыли огнеупорного порошка из
кипящего слоя 10 кг), количество золы — 2 кг. Следовательно, сжигание графита
является достаточно эффективным методом сокращения его объема. Однако оно
не получило развития.
Во Франции сооружена промышленная установка для сжигания реакторного
графита производительностью 150 кг/ч (750—1000 т/год). В России имеется воз­
можность создания установок по сжиганию графита с использованием как нара­
боток ФРАМАТОМ, так и опыта НПО «Радон» по сжиганию твердых радиоактив­
ных отходов.
Однако принятие за основу метода сжигания графита как альтернативу его дли­
тельному хранению в качестве ТРО требует экологического и технико-экономи­
ческого обоснования. Кроме того, существует точка зрения, что при сжигании гра­
фита кристаллический углерод переходит в газообразный диоксид углерода,
который частично поступит в атмосферу и приведет к дополнительному облуче­
нию населения, а это является нарушением второго принципа радиационной безо327

пасности: «Исключение всякого необоснованного облучения». Кроме того, в
конечном счете примерно 90 % С переводится в донные отложения морскими
организмами (в основном фитопланктоном). Поэтому утверждается, что по сути
сжигание реакторного графита является завуалированной формой захоронения
радиоактивных отходов в Мировом океане (с предшествующим необоснованным
облучением населения), хотя на сбросе РАО в океан в 1983 г. объявлен мораторий.
12.6.5. Консервация радиоактивного графита

Графитовые блоки кладки реакторов в основном относятся к группе II ТРО (и
лишь отдельные блоки, загрязненные продуктами деления и топливом, относятся
к группе III ТРО).
Альтернативным сжиганию графита является метод фиксации радионуклидов в
графитовых блоках. В НИКИЭТ была предложена технология пропитки графито­
вых блоков эпоксифурановыми смолами. В состав смол входят эпоксидная смола,
фурфурол, полиэтиленполиамин. Имея высокую радиационную стойкость, кон­
сервант данного состава упрочняет графит, снижает его пористость и газонепро­
ницаемость [71, 72].
Принципиальная технологическая схема обработки графитовых блоков консер­
вантом представлена на рис. 12.27. Пропитка консервантом проводится при нор­
мальной температуре. К одному штуцеру контейнера присоединяется трубопровод
от бака с консервантом, а к другому — трубопровод к вакуумному насосу
(рис. 12.28). При работе вакуумного насоса в контейнере создается вакуум 3—
7 мм рт. ст. Это обеспечивает проникновение консерванта в графит примерно на
20 мм. При открытии клапана на линии подачи консерванта эпоксифурановая

Рис. 12.27. Принципиальная технологическая
схема консервации реакторного графита:
1 — бак с консервантом; 2 — контейнер с реак­
торным графитом; 3 — вакуумная ловушка; 4 —
фильтры; 5 — вакуумный насос
328

Рис. 12.28. Принципиальная схема контейнера для консервации графита

смола поступает в контейнер, заполненный примерно 180 графитовыми блоками и
графитовым боем. Осуществляется пропитка графитовых блоков и графитового
боя консервантом. При этом происходит насыщение им структуры микропор гра­
фита и отвердевший консервант закрепляет радионуклиды в графите. Затем дав­
ление в контейнере выравнивается до атмосферного. Контейнер отключается от
напорной линии и линии вакуумирования. Полное отверждение консерванта в
порах графита проходит в течение 24 ч. Затем штуцеры и крышка контейнера гер­
метизируются сваркой и контейнер направляется на площадку хранения.
Проводились исследования по фиксации радионуклидов хладоотверждающим
консервантом «атомик» в образцах графита марки ГР-280 из извлеченной из треть­
его энергоблока Ленинградской АЭС графитовой колонны после 17 лет эксплуа­
тации. Графитовые блоки в результате разрыва технологического канала и попа­
дания в кладку части топливной композиции из разгерметизировавшейся ТВС
были загрязнены (в основном поверхности) продуктами деления и топливом.
Консервант «атомик»— эпоксидный олигомер, уплотненный гетероцикличе­
ским альдегидом фуранового ряда, наполнителем и целевой добавкой. Состав
отверждается в присутствии специальных ароматических аминов [73]. Пропиты­
вали образцы консервантом при разрежении 20—30 мм вод. ст. с последующей
опрессовкой давлением (0,1 МПа). Испытания на выщелачивание проводили в
дистиллированной воде после выдержки в течение 24 мес при температуре (20 ±
±2) °С и в течение 12 мес при 50 °С. Выхода из законсервированных образцов
радионуклидов в пробах воды не было выявлено.
При использовании консерванта для фиксации радионуклидов необходимо
быть уверенным в том, что его свойства длительное время в условиях воздействия
радиации не изменятся. Для обоснования применения «атомика» в качестве кон­
серванта радионуклидов была исследована его радиационная стойкость. При этом
были получены данные о влиянии поглощенной дозы гамма-излучения на его
физико-механические свойства и радиационное газовыделение. Для испытаний
использовали консервант без наполнителя и с наполнителем (20 % сажи).
Для оценки радиационной стойкости консерванта были исследованы прочность
при сжатии, деформация разрушения и модуль упругости. Кроме того, консервант
визуально осматривали в целях выявления трещин, сколов и др. Максимальная
экспозиционная поглощенная доза гамма-излучения составляла 30 000 Мрад. При
этой поглощенной дозе излучения образцы консерванта сохраняли целостность,
не имели трещин.
Уменьшение прочности образцов консерванта наблюдалось только при погло­
щенной дозе излучения более 15 000 Мрад, что по предварительным оценкам в
пересчете на среднюю удельную активность кладок РБМК-1000 соответствует
300—500 годам выдержки. Результаты исследования радиационного газовыделе­
ния из обработанного графита при гамма-облучении показали, что основным про­
дуктом газовыделения является водород и объемный выход продуктов составляет
—9

3

около 1,2 • 10 см /(г • рад).
Результаты исследований по выщелачиванию радионуклидов показали, что
выщелачивание альфа-, бета-, гамма-излучающих нуклидов имело место из образ­
цов графита, не обработанных консервантом. Из образцов графита, пропитанных
консервантом, выщелачивания не происходило в течение 2 лет наблюдений
329

(в дальнейшем исследования были продолжены, однако можно утверждать, что
эффект выщелачивания незначителен).
В принципе для локализации графитовых блоков возможно применение битумирования, однако целесообразность использования этого процесса спорна, так
как, во-первых, в ходе его реализации необходим разогрев значительных масс гра­
фита до температуры 60—65 °С; во-вторых, битум обладает невысокой радиа­
ционной стойкостью — не изменяется при дозе излучения менее 0,1 МГр (и уже
при дозе излучения 0,1 МГр происходит рост объема на 8—10 %); в-третьих, он
может подвергаться разложению битумными бактериями; в-четвертых, битум
пожароопасен.
Реакторный графит относится в основном к группе II ТРО, т.е. к среднеактивным отходам, а графит, загрязненный просыпями (продуктами деления и топли­
вом), — к группе III (к высокоактивным отходам), поэтому целесообразность при­
менения цементирования графита не определена, так как цементирование
используется в основном для низкоактивных отходов. Кроме того, в составе
цемента имеются молекулы воды групп ОН" и НО" и других радиационно-неустойчивых компонент, радиолиз которых приводит к образованию газообразных
продуктов, в том числе и водорода. Тем не менее рассматриваются варианты
включения отработавшего графита в цементную матрицу на основе шлакощелочных цементов с сорбционной добавкой глины. В другом варианте предлагается
применять покрытие внешней поверхности графитовых блоков защитным геоце­
ментным составом.
В НИКИЭТ предложена технология извлечения из реакторного пространства
мелкого графитового боя и крошки методом предварительного омоноличивания
связующим твердеющим составом, включающим в себя эпоксидную диановую
смолу ЭД-20, фурфурол, полиэтиленполиамин. Омоноличенная крошка выбурива­
ется и извлекается штатным инструментом.
При технологических операциям с графитовыми блоками возможно появление
некоторого количества графитовой пыли вследствие недостаточной устойчивости
графита к истиранию.
Мазки, взятые с поверхности графитового блока, показали, что легко снимаемый слой графита может составить 0,1—0,3 г с 1 м . Площадь поверхности графитовой кладки реактора РБМК-1000 составляет примерно 30 000 м , возможное
количество графитовой пыли — 3,0—9,0 кг. Введя коэффициент запаса 10 (ввиду
возможного ухудшения эксплуатационных параметров в конце проектного срока
службы), получим, что максимально возможное количество графитовой пыли при
демонтаже РБМК-1000 равно около 100 кг.
Наиболее интенсивное пылеобразование ожидается при извлечении технологи­
ческих и специальных каналов, а также при освобождении технологических кана­
лов от графитовых колец и втулок. Часть графитовой пыли поступит в демонтажный объем, часть останется в графитовой колонне, возможно также падение
графитовой крошки по тракту канала.
Нижний концентрационный предел воспламенения (взрываемости) угольной
пыли (древесный, бурый, каменный угли) имеет диапазон 50—250 г/м . Тогда для
принятого максимального поступления пыли (100 кг), безопасный объем, в который может попадать пыль, должен быть не менее 2000 м . Следовательно, в отно330

Рис. 12.29. Принципиальная схема отсоса графитовой пыли:
1 — колпак (тубус); 2 — фильтры грубой очистки; 3 — фильтры тонкой очистки; 4 — вакуум-насосы;
5 — графитовая кладка

шении пожаро- и взрывоопасности поступление графитовой пыли при демонтаже
кладки безопасно, так как демонтажный объем значительно больше 2000 м
(только объем реакторного пространства и объем между схемами «Г» и «Е»
составляют не менее 2500 м ). Рассчитанный безопасный объем взят для случая
отсутствия какой-либо вентиляции. Таким образом, для обеспечения пожаро- и
взрывобезопасности не требуется отсос (вентиляция) графитовой пыли при
демонтаже кладки. Однако оседающая графитовая радиоактивная пыль может
искажать показания датчиков, а также затруднять последующую дезактивацию
поверхностей. Поэтому целесообразно проводить отсос графитовой пыли непо­
средственно в месте проведения операций с графитом, т.е. применять местную
вентиляцию. Принципиальная схема отсоса пыли представлена на рис. 12.29.
Сроки замены фильтров определяются достижением ими предельно допустимого
сопротивления. Коэффициент очистки потока от графитовой пыли для подобной
схемы составляет (0,2 + 60) • 10 .
Принципиально возможны три способа обращения с отработанными филь­
трами: сжигание без предварительной сортировки (разборки) с последующим
захоронением остатка; сжигание сгораемых и прессование несгораемых материа­
лов фильтра после предварительной сортировки с последующим захоронением
остатка; прессование и захоронение без предварительной сортировки. Предпочти­
тельным считается прессование и захоронение фильтров целиком, без сортировки,
как твердых радиоактивных отходов группы П.
12.6.6. Газогенераторная переработка реакторного графита

Цель газогенераторной переработки реакторного графита — получение искус­
ственных горючих газов в результате неполного сгорания (при недостатке кисло­
рода) углеродсодержащих веществ. Схема газогенераторного процесса представ­
лена на рис. 12.30. Источником сырья для производства генераторного газа могут
служить графитовые кладки выводимых из эксплуатации уран-графитовых реак­
торов АЭС. Если не учитывать 0,8 % серы и 0,6 % золы, максимально допустимых
в ядерном графите, то фильтрации (см. рис. 12.30) не потребуется. В кладке актив­
ной зоны реактора РБМК содержится 1850 т графита. После дезинтегрирующей
электрохимической обработки с удалением наиболее радиоактивного внешнего
слоя графитовых блоков толщиной около 1 мм из кладки РБМК-1000 можно получить (1,54-1,3)' 10 м генераторного газа. При производительности газогенера331

I
Дробление
материала

Газификация

ФИЛЫ рации

Транспортировка

Сбор газа

Компрессия

|

Рис. 12.30. Принципиальная схема газогенераторного процесса

тора 20—50 м /ч для сжигания графитовой кладки одного реактора РБМК потре­
буется от 3 до 6 лет круглосуточной работы [74].
Коэффициент разбавления остаточной удельной радиоактивности при переходе
радиоактивного вещества из твердого состояния в газообразное пропорционален
отношению соответствующих плотностей с учетом массовой доли радиоактив­
ного элемента в молекуле газа:
^=Pcmco/(Pcowc)'

где р с , р с о — соответственно плотность графита и оксида углерода; тс — отно­
сительная атомная масса углерода; тсо — относительная молекулярная масса СО.
Если плотность реакторных марок графита в среднем равна 1,7 г/см , а плот­
ность оксида углерода — 1,25 г/л, то коэффициент разбавления удельной остаточ­
ной радиоактивности К = 3170. Следовательно, остаточная активность генератор­
ного газа в 3170 раз меньше активности сжигаемого реакторного графита.
—3

—3

Содержание серы не будет превышать 0,25 -10 %, а золы — 0,2-10 %, что поз­
воляет считать полученный горючий газ практически неактивным. При газогене­
раторной переработке реакторного графита получают значимые радионуклиды со
следующими удельными активностями, Ки/л: для углерода — 7 • 10 ; для трития —
2 • 10 ; для серы — 7 • 10 . Данные активности являются допустимыми. Тем не
менее проблема газогенераторной переработки реакторного графита в отношении
экологической безопасности требует детальной проработки и обоснования.
12.6.7. Высокотемпературный синтез как метод переработки
высокоактивного графита

Как отмечалось выше, при эксплуатации уран-графитовых реакторов наличие
дефектных твэлов приводит при «мокрых» авариях к выходу в графитовую кладку
фрагментов, содержащих элементы топлива и продукты деления (просыпи). Участки
графита с просыпями образуют высокоактивные отходы, которые подлежат обез­
вреживанию за счет переработки и фиксации в химически устойчивые материалы,
пригодные для безопасного захоронения или долговременного хранения.
Способы обезвреживания радиоактивного графита, основанные на его сжига­
нии, не переводят радионуклиды в устойчивые формы и требуют применения
дополнительных технологических операций. Кроме того, эти способы связаны
332

с переводом биологически значимого С в химически подвижную форму диок­
сида углерода, что нежелательно.
Масса участков графита, содержащих просыпи, составляет относительно незна­
чительную долю его общей массы. Для переработки таких отходов технологически
и экологически целесообразно проведение операции, которая включает в себя одно­
временно их переработку и иммобилизацию для превращения в устойчивые долго­
вечные материалы, что позволяет изолировать радионуклиды от биосферы [75].
При использовании оксидного топлива большинство образующихся конденси­
рованных продуктов деления также находится в оксидной форме. Эта форма
сохраняется и при контакте просыпей с графитом, так как взаимодействие окси­
дов актиноидов, редкоземельных элементов, стронция и других нуклидов с угле­
родом при температуре около 1000—1500 К термодинамически маловероятно.
В технологии переработки радиоактивного графита с просыпями первым этапом
является его помол до гомогенной среды, состоящей из мелкомолотого графита,
содержащего просыпи в форме оксидов. Такой состав графита определяет химиче­
ский состав продукта переработки — карбидооксидный композиционный материал.
При этом продуктом переработки графита должен являться устойчивый карбид,
образующий матрицу, в которой дисперсно распределены оксидные устойчивые
новообразования, фиксирующие радионуклиды. Конечный продукт должен характе­
ризоваться высокими химической, термической устойчивостью и радиационной
стойкостью, а также надежно фиксировать в своей структуре радионуклиды.
Применительно к поставленной задаче карбидооксидные материалы перспек­
тивно получать с помощью твердофазных экзотермических процессов в режиме
самораспространяющегося высокотемпературного синтеза (СВС-процесса) [75].
При этом СВС-процесс переработки высокоактивного графита прост, малооперационен, не сопровождается образованием побочных радиоактивных отходов, не
требует сложного высокотемпературного оборудования и источников внешнего
нагрева. В состав шихты для СВС-процесса входят энергообразующие компо­
ненты, горючее в виде порошков металлов с большим сродством с окислителями
и твердые окислители, а также добавки. При этом процессе после его иницииро­
вания протекает самопроизвольная химическая реакция в волне горения, переме­
щающейся в исходной порошкообразной или подпрессованной шихте преимуще­
ственно со скоростью 5—15 мм/с. В волне горения достигается температура выше
2000 К, необходимая для химических превращений, но кратковременная, что огра­
ничивает вынос из зоны реакции реагирующих компонентов в результате испаре­
ния. При необходимости получения компактного материала неостывший продукт
подвергают деформационным воздействиям (компактированию), например прес­
сованию, причем этот процесс протекает одновременно с горением.
При переработке высокоактивного графита в СВС-режиме наряду с синтезом
устойчивых карбидов, фиксирующих С, образуются оксидные аналоги устойчи­
вых минералов, в структуру которых входят радионуклиды, содержащиеся в просыпях. Для этого в исходную шихту вводят специальные добавки [76]. При пере­
работке высокоактивного графита в карбидооксидный композит СВС-способом
целесообразно использовать комбинированный процесс, при котором последова­
тельно протекают две химические реакции: металлотермическое восстановление
оксида, в состав которого входит карбидообразующий элемент, и экзотермическое
взаимодействие этого элемента с углеродом (графитом) с образованием карбида.
333

Энергетика общего процесса определяется суммой энерговыделений двух после­
довательных реакций.
По совокупности физико-химических и технико-экономических показателей при
формировании состава шихты в качестве горючего целесообразно использовать
порошкообразный алюминий, в качестве окислителей — оксиды титана, бора и крем­
ния. Радионуклид С, содержащийся в отработавшем графите, прочно входит в
структуру конечного продукта СВС-процесса. Таким образом, технология СВС-процесса включает в себя три основных этапа: помол графита; приготовление шихты
смешением измельченного графита с реагентами и, наконец, проведение СВС-про­
цесса в герметичных стальных контейнерах, которые после завершения процесса под­
лежат захоронению или долговременному хранению. Осуществление процесса в гер­
метичных контейнерах полностью исключает выход в окружающую среду
газообразных продуктов реакции, образующихся в ходе процесса.
12.6.8. Вариант обращения с графитом при выводе уран-графитовых
реакторов из эксплуатации

Облученный реакторный графит подразделяется на три основные группы:
1) графитовые блоки кладки активной зоны (блочный графит); 2) графитовые
внутриблочные втулки (втулочный графит); 3) графит, загрязненный просыпями
ядерного топлива и продуктами деления.
Исходя из характера распределения потока нейтронов и существующих норма­
тивов, графит активной зоны, половина графита бокового отражателя, весь графит
верхнего отражателя и половина графита нижнего отражателя относят к группе II
ТРО, а графитовые блоки кладки, загрязненные просыпями топлива и продуктами
деления, — к группе III ТРО.
Отличительными свойствами облученного реакторного графита являются
наличие в нем широкого спектра радионуклидов-загрязнителей, большие объемы
и значительная активность. В качестве примера в табл. 12.22 приведены результаты
расчета поля гамма-излучения от кладки реактора РБМК-1000 в сборе, от упаковок с
реакторным графитом и от графитового блока кладки. Расчет выполнен для графита с
удельной активностью Со, равной (0,6 -s-1,0) • 10 Ки/кг, что соответствует 1 году
выдержки графита. Рассеянное излучение учитывалось. Погрешность результатов
расчетов включала в себя погрешность при определении наведенной активности и
приближении реальных графитовых конструкций к используемым в расчетах
моделям и составляла около 40 %.
Удельная активность облученного графита, обусловленная наличием радионук­
лидов продуктов активации и деления, а также актиноидов, содержащихся в просыпях топлива, составляет более 10 Бк/т.
Масса графитовой кладки одного водографитового реактора (ВГР) (в зависи­
мости от типа реактора) составляет 1,5—2,5 тыс. т. Общая масса облученного гра­
фита в России равна примерно 60 тыс. т.
В настоящее время при наличии большой массы облученного графита, отсутст­
вии региональных могильников и ограниченных экономических предпосылок
демонтажа ВГР концепция вывода их из эксплуатации состоит в хранении графи­
товой кладки на штатном месте (в реакторном пространстве) в течение 50—100
лет. Однако реализация вариантов демонтажа кладок активных зон ВГР и схемы
334

Таблица 12.22. Мощность дозы гамма-излучения, Р/ч, от реакторного графита
Торцевое направление
Объект излучения

Боковое направление

Вплотную

На расстоя­
нии 0,1 м

На расстоя­
нии 2м

Вплотную

На расстоя­
нии 0,1 м

На расстоя­
нии 2м

с отражателем

0,12—0,2

0,12—0,2

0,1—0,15

0,006—0,01

0,006—0,01

0,006—0,01

без отражателя
(активная зона)

0,7—1,2

0,7-1,2

0,5—0,9

0,6—1,0

0,6—1,0

0,4—0,7

кубической
формы вмести­
мостью 1 м

0,6—1,0

0,3—0,5

0,006—0,01

0,6—1,0

0,3—0,5

0,006—0,01

бочка вмести­
мостью 200 л
(упаковка 200 л)

0,7-1,2

0,6—1,0

0,03—0,05

0,6—1,0

0,4—0,7

0,006—0,01

0,6—1,0

0,2—0,3

0,003—0,005

0,6—1,0

0,2—0,4

0,006—0,01

Кладка реактора:

Стандартная упа­
ковка:

Графитовый блок
кладки (параллеле­
пипед) размерами
250x250x600 мм

обращения с облученным графитом в принципе может быть оправдана по следу­
ющим причинам:
1) не существует принципиальных технических ограничений для демонтажа
кладок активных зон ВГР;
2) хранение энергоблоков под наблюдением в течение 50—100 лет потребует
значительных затрат на поддержание их безопасного состояния, но при этом сле­
дует учесть, что долгоживущие радионуклиды, содержащиеся в отработавшем
графите, обусловят опасность его в течение тысяч лет;
3) имеются большие объемы относительно высокоактивного втулочного гра­
фита, требующего совершенствования метода безопасного хранения;
4) не исключена возможность возникновения внеплановых ситуаций, при кото­
рых потребуется немедленный демонтаж всех конструкций ВГР, в том числе гра­
фитовой кладки.
Необходимо подчеркнуть, что независимо от схемы вывода из эксплуатации
ВГР требует особого внимания проблема обращения с втулочным графитом,
общая масса которого в России оценивается примерно в 14 тыс. т.
Как отмечалось выше, общая концепция обращения с РАО предусматривает
следующие стадии:
а) сбор, классификационная сортировка и временное хранение отходов, согла­
сованные с технологией переработки;
б) превращение отходов в формы, пригодные для хранения и захоронения;
в) кондиционирование отходов с формированием упаковок РАО, отвечающих
требованиям стадий хранения и захоронения;
г) хранение упаковок РАО в инженерных сооружениях;
д) захоронение упаковок РАО в приповерхностные или глубокие геологические
формации [77].
335

Положения данной концепции в целом были приняты за основу формирования
принципиальной схемы обращения с отработавшим графитом (ОГ) водографитовых реакторов, представленной на рис. 12.31. Обращение с облученным графитом
после его извлечения из активной зоны реактора (или из хранилища) должно
начинаться с классификационной сортировки по уровням удельной активности и
сроку потенциальной опасности, которая обусловливает в дальнейшем различный
подход к выбору способов хранения графита. Для классификационной сортировки
ОГ принят критерий — срок потенциальной опасности, определяющий промежу-

Облученный графит

т
Втулочный графит

Блочный графит

Графит с
просыпями ОЯТ

т

т

1г

Классификационная сортировка ОГ по радионуклидному составу,
активности и сроку потенциальной опасности

у

'

1

'

Отработавший графит со сроком
потенциальной опасности
меньше срока службы
инженерных защитных барьеров

Отработавший графит со сроком
потенциальной опасности
больше срока службы
инженерных защитных барьеров

'г

'г

КОНДИЦИОНИРОВАНИЕ:
помещение ОГ в железобетонный
контейнер НЗК-150-1,5П;
омоноличивание ОГ в контейнере;
герметизация контейнера

КОНДИЦИОНИРОВАНИЕ:
помещение ОГ в железобетонный
контейнер НЗК-150-1,5П,
металлический или из карбида
кремния (SiC);
омоноличивание ОГ в контейнере;
герметизация контейнера

•

t

Хранение кондиционированного ОГ в наземных сооружениях
со сроком эксплуатации не менее 50 лет

г

чJ

Захоронение
в приповерхностные
сооружения

Захоронение
в глубокие геологические
формации

•

Рис. 12.31. Принципиальная схема обращения с облученным графитом
выводимых из эксплуатации канальных водографитовых реакторов [77]

336

ток времени, по истечении которого значения удельной активности радиоактив­
ных отходов превышают нормированные показатели. Сортировка графитовых
блоков по уровню активности выполняется на стадии демонтажа активной зоны
согласно картограмме. Погрузка и разгрузка проводятся поштучно. Радиационная
безопасность на стадиях погрузки — разгрузки обеспечивается дистанционными
методами, на стадиях транспортировки и установки на площадке хранения — тол­
щиной стенки контейнера.
С учетом инертности и химической стабильности облученного графита какаялибо предварительная переработка его в рамках рассматриваемого подхода не
предусмотрена.
Цель кондиционирования ОГ — помещение отходов в контейнеры, обеспечива­
ющие безопасную транспортировку, хранение и захоронение. Метод кондициони­
рования РАО выбирается исходя из их характеристик и свойств, а также с учетом
конкретных условий. Этап кондиционирования облученного графита состоит из
следующих стадий:
1) помещение ОГ в контейнер;
2) омоноличивание ОГ в контейнере специально подобранным вяжущим
составом;
3) герметизация контейнера с последующей отправкой его на хранение, а впос­
ледствии на захоронение.
При нормальных условиях в атмосферном воздухе графит практически не
окисляется, не подвержен биохимическому разложению, не взаимодействует с
материалами упаковки, стоек к облучению. Оцененная максимальная выделяюща­
яся энергия, обусловленная активностью графитовых блоков, составляет при­
мерно 2,2 • 10 Вт/кг, что для расчетной кубической упаковки вместимостью 1 м
соответствует тепловому потоку на наружной поверхности 6 • 10 Вт/кг.
При хранении блоков исключаются газовыделение, появление активных аэро­
золей и изменение объема. Скорости выщелачивания радионуклидов из графито­
вых блоков незначительны и сопоставимы со скоростями выщелачивания из
остеклованных РАО (табл. 12.23).
Заметное окисление графита во влажном воздухе начинается при температуре
700—800 °С.
Выше указывалось, что облученный реакторный графит обладает скрытой
энергией Вигнера, которая при температуре эксплуатации около 750 °С составляет
примерно 37,7-10 Дж/г. Выделение этой энергии происходит при температуре
выше 1000 °С. Следовательно, на площадках хранения графита необходимо
исключить возможность масштабного пожара. Упаковочный контейнер для графи­
товых блоков должен обеспечивать минимальные уровни облучения и поверхностТаблица 12.23. Скорости выщелачивания радионуклидов из графита
Радионуклид
З

Скорость выщелачивания, см/сут

14

н
с

1,5 -КГ 6

Со

5-Ю" 5

60

7

5-Ю"

Радионуклид

1

ш

Ва

,34

Cs

Скорость выщелачивания, см/сут
7-10^
8-Ю - 5

337

ной загрязненности, возможность транспортировки и сохранность содержимого в
условиях всего периода хранения (захоронения).
Защитный контейнер для РАО, являясь элементом системы безопасности, дол­
жен играть ключевую роль в локализации радионуклидов при хранении, а для
некоторых групп отходов и при захоронении в течение времени сохранения отхо­
дами потенциальной опасности.
Считается, что указанным требованиям в наибольшей степени соответствуют
железобетонные контейнеры, что обусловлено рядом преимуществ железобетона
по сравнению с другими материалами, а именно: стойкостью к радиации и корро­
зии; механической прочностью и долговечностью; малой газо- и водопроницае­
мостью, а также низкими коэффициентами диффузии радионуклидов и относи­
тельно низкой стоимостью по сравнению с металлическими контейнерами.
Основные требования к защитным контейнерам для низко- и среднеактивных
отходов представлены в табл. 12.24.
Невозвратный защитный контейнер должен обеспечивать такую степень
защиты от ионизирующих излучений, при которой мощность эквивалентной дозы
излучения в любой точке его поверхности была бы не более 2,0 мЗв/ч, а на рас­
стоянии 1 м от нее — не более 0,1 мЗв/ч. Допускается отступление от регламен­
тированного значения мощности дозы излучения на наружной поверхности кон­
тейнера при условии непревышения нормативного предела доз облучения при
обращении с ним персонала. В качестве примера можно привести контейнер
НЗК-150-1,5П, предназначенный для хранения облученных графитовых блоков.
Невозвратный защитный контейнер НЗК-150-1,5П квадратного сечения изготовлен
из железобетона, имеет вместимость 1,5 м при толщине стенок 150 мм и габарит­
ные размеры 1650x1650x1375 мм. Масса контейнера составляет 4,0 (4,2) т, а масса
его с графитовой загрузкой — до 6,7 т. Этот контейнер рекомендован для длитель­
ного хранения ОГ в наземных хранилищах с последующим захоронением [77].
Для хранения облученного графита, содержащего, просыпи ОЯТ, предложен
контейнер из карбида кремния. Кремний характеризуется высокими защитными
свойствами и низкой диффузионной проницаемостью. Возможно также примене­
ние контейнеров из специальных сталей.
Для омоноличивания облученного графита внутри контейнера предлагается
использовать специальный цементный раствор, выполняющий роль химического
Таблица 12.24. Требования к контейнерам и упаковкам для низко- и среднеактивных отходов

Требования к контейнерам

Рекомендуемые параметры

Надежность

Надежность должна сохраняться в течение 50 лет
при хранении и до 300 лет при захоронении

Герметичность

Утечка по воздуху не должна превышать 500 Па • л/с

Механическая прочность при статиче­
ских и ударных нагрузках

Упаковка должна сохранять герметичность при установке
в штабель в восемь рядов и при падении с высоты 1,2 м

Диффузионная проницаемость
стенок контейнера

Коэффициент диффузии трития в материале контейнера
13

должен быть не более 1 , 5 4 0

2

м/с,
13

а коэффициент диффузии цезия — не более 1,0 • 10
338

2

м/с

барьера при удержании долгоживущих радионуклидов (в том числе и С). Соче­
тание химического и физического барьеров должно (по предварительным оцен­
кам) обеспечить локализацию радионуклидов в упаковке по крайней мере в тече­
ние 300—500 лет.
Хранение кондиционированного облученного графита планируется проводить
в инженерных сооружениях со сроком эксплуатации не менее 50 лет. Хранение
может осуществляться как в специально построенном хранилище, так и в освобо­
дившихся сооружениях на промплощадке энергоблока или в помещениях самого
энергоблока с необходимой реконструкцией их в целях обеспечения хранения
упаковок с облученным графитом.
После временного хранения контейнеры с графитом подлежат захоронению в
приповерхностные сооружения или глубокие геологические формации. Захоронению
в приповерхностные сооружения подлежат контейнеры с облученным графитом,
срок потенциальной опасности которых не превышает срок службы инженерных
защитных барьеров. В качестве защитных барьеров рассматриваются контейнер с
графитом, омоноличенный специальным цементным раствором, ограждающие
строительные конструкции и специальные барьеры приповерхностного сооруже­
ния, наполнитель, заполняющий свободное пространство между контейнерами и
выполняющий роль химического барьера.
Контейнеры с облученным графитом, содержащим долгоживущие радионук­
лиды и характеризующимся сроком потенциальной опасности более срока
службы инженерных защитных барьеров, должны захораниваться в глубокие гео­
логические формации. Захоронения реакторного графита в приповерхностных
хранилищах или в хранилищах, расположенных в глубоких геологических форма­
циях, принципиальных различий не имеют. Графит в отсутствие кислорода прак­
тически инертен и может сохраняться длительное время, что подтверждается его
месторождениями. Заключение графитовых блоков в гидроизолирующие контей­
неры, например из бронзы, полностью гарантирует изоляцию радионуклида С
от биосферы в течение тысячелетий. Следует отметить, что при должной органи­
зации гидроизоляции, например сухими глинами или эпоксифурановыми смо­
лами, сам корпус реактора может явиться достаточно надежным контейнером для
хранения реакторного графита.

ЛОКАЛИЗАЦИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

В качестве основополагающего принципа Концепции Минатома России по
обращейию с радиоактивными отходами принято положение: «Основной целью
обращения с РАО является обеспечение приемлемого для общества уровня их
вредного воздействия на здоровье человека и окружающую среду в настоящее
время и в будущем» [4].
Чрезвычайно важным заключительным этапом обращения с РАО является их
локализация, имеющая конечной целью минимизацию негативного воздействии
радиоактивных излучений на персонал, население и биосферу. И если в настоя­
щее время считается, что максимально возможная степень защиты населения и
биосферы достигается локализацией РАО при их долговременном контролируе­
мом хранении с последующим окончательным захоронением, то для крупномасш­
табной ядерной энергетики будущего предлагается принцип радиационно-эквивалентного захоронения (РЭЗ) [122]. Принцип состоит в том, что значению
активности РАО ставится в соответствие радиационно-эквивалентная масса при­
родного урана и техническими средствами достигается равенство (непревышение)
этой массы и массы природного урана, использованной для выработки энергии
(при этом накапливается данная активность РАО):

К ± Кп •
пр

пр

Радиационно-эквивалентная масса природного урана Unp определяется в виде
отношения радиационно-эквивалентной активности РАО к активности единичной
массы U :
В свою очередь, радиационно-эквивалентная активность связана с реальной
активностью РАОу-го вида как
л

РАО

2*

РАО/»

л

РАО/

л

РАОу / л радУ

J
где К j = ДКБ, / ДКБ и — радиационный коэффициент (отношение допусти­
мых концентраций), устанавливающий соответствие между активностями у'-го
нуклида и природного урана по допустимому по нормам радиационной безопас­
ности воздействию на человека. При этом в расчете, согласно [122], рекоменду­
ется использовать значения допустимых концентраций для воды ДА^Б, принятых
для населения группы Б (не работающего в ядерной отрасли).
340

В результате можно получить

О

где АХ]

пр

= 5,2 Ки/т с учетом активности элементов радиоактивных семейств

9^8

U

и 235 U.
Считается, что для получения приведенного значения АХ] необходимо, во-перпр

вых, изменить технологию добычи урана из руды, т.е. вместе с ураном извлекать
238

235

такие элементы семейства
U, как Th, Ra, Bi, и элементы семейства
U (Ра,
Ас), содержащие долгоживущие нуклиды. Эти элементы могут использоваться в
топливном цикле быстрых реакторов. Во-вторых, условием достижения РЭЗ
является возврат в топливный цикл быстрых реакторов всех актиноидов (Np, Cm,
Am и пр.) в дополнение к урану и плутонию. В-третьих, условием достижения
РЭЗ является длительное контролируемое хранение РАО. Необходимый срок хра­
нения может достигать 400 лет при уровне затрат массы природного урана 100—
200 т/ГВт (эл) в год, если хранить все продукты деления, остаточные актиноиды и
активированные нейтронами конструкционные элементы реакторов.
На основе принципа РЭЗ предполагается, что захоронение РАО рекомендуется
проводить в места добычи урана (например, в старые рудники). При этом жела­
тельно, чтобы захораниваемые РАО имели устойчивость к размыванию и уносу
грунтовыми водами не ниже, чем добываемые урановые руды. Таким образом,
согласно принципу РЭЗ активность, извлеченная из земной коры, должна рав­
няться активности, захороненной в земную кору.
Очевидно, что осуществление принципа РЭЗ реально в будущем при условии
наличия в ядерной энергетике достаточного числа реакторов на быстрых нейтронах.
В основу современной концепции локализации РАО положен принцип многобарьерности защиты, согласно которому на пути возможной миграции радионук­
лидов в окружающую среду создается система защитных барьеров. Для ЖРО
защитными барьерами являются баки временного хранения и сооружения храни­
лища. В случае, если ЖРО закачиваются в глубокие скважины, то барьером слу­
жат пласты земной коры. Для ТРО и отвержденных ЖРО защитными барьерами
служат матрица, в которой зафиксированы радионуклиды, стенки бетонных и
металлических защитных контейнеров, сооружения приповерхностного храни­
лища или геологическая формация при глубинном захоронении.

13.1. Варианты и критерии подземного хранения
и захоронения РАО
Кондиционированные РАО могут быть помещены в подземное хранилище.
Хранилище включает в себя геологическую среду и искусственные сооружения.
В окружающую хранилище геологическую среду входят: пласты, в которых раз­
мещаются РАО; соседние пласты и природные материалы на поверхности земли.
К числу искусственных сооружений относятся: вырытые полости; инженерные
конструкции внутри полостей; материалы для подсыпки и герметизирования,
а также сооружения на поверхности, которые связаны с эксплуатацией подзем341

ного хранилища (например, технические барьеры для защиты от эрозии и движе­
ния вод, установки для обращения с РАО).
Вариантами подземного хранения являются:
а) помещение твердых отходов в специально спроектированные и сооружен­
ные хранилища на достаточных глубинах (как правило, более 200 м) в таких кон­
тинентальных породах, как каменная соль, глинистые образования или кристалли­
ческие породы;
б) размещение ТРО в искусственных или природных скальных полостях на
различных глубинах, в том числе на глубине менее 200 м;
в) размещение ТРО в приповерхностных слоях с использованием или без
использования технических барьеров (этот тип хранилищ также включает в себя
хранилища, построенные на поверхности с последующей засыпкой их землей);
г) закачка самотвердеющих ЖРО в искусственные трещины в водонепроница­
емых пластах, в том числе методом гидравлического разрыва пластов;
д) закачка жидких или газообразных отходов в изолированные пористые и
водопроницаемые пласты [98].
Для осуществления подземного захоронения РАО необходимо выполнение
положений общих критериев:
1) для оценки вероятности возможных негативных событий следует провести
исследование геологической структуры района вне зоны хранилища;
2) отходы следует помещать на достаточную глубину, чтобы они не оказались
на поверхности в результате влияния природных явлений (например, эрозии или
подъема почвы) до тех пор, пока уровни активности остаются неприемлемо высо­
кими. Необходимо учесть возможные изменения климата в будущем;
3) геологические слои в зоне расположения отходов должны иметь достаточ­
ные толщины и протяженность для того, чтобы была обеспечена надежная защит­
ная зона вокруг хранилища. Зона позволит создать необходимую степень отделе­
ния ее от нижележащих и вышележащих пластов, переходных боковых зон и
разломов. Этот критерий является важным для большинства концепций захороне­
ния, в особенности при размещении жидких отходов в пористых и водопроница­
емых пластах;
4) геологическая структура, в которой размещаются РАО, и близлежащие
структуры должны быть геологически устойчивы и находиться в районе, где ожи­
дается, что данная геологическая структура останется стабильной на протяжении
расчетного периода;
5) зона выемки грунта и разведочные испытательные скважины должны быть
засыпаны или герметизированы в целях ограничения проникновения компонентов
отходов в окружающую среду;
6) хранилище должно быть расположено в районе, в будущем не представляю­
щем интереса для изысканий такими способами, которые могут нарушить целост­
ность системы локализации РАО;
7) гидрогеологическая характеристика геологической среды должна быть сов­
местима с формой захороненных РАО. Гидрологический характер геологической
окружающей среды должен быть таким, чтобы свести к минимуму вероятность
контакта грунтовых вод с РАО;
8) подземное хранилище должно быть сооружено таким образом, чтобы оно
практически не вносило негативных изменений в окружающую геологическую
среду или улучшало ее гидрологические характеристики;
342

Информация об исходных формах РАО
Планирование
Научные и инженерные исследования по
определению возможных
систем кондиционирования РАО,
концепций захоронения РАО,
оптимальных геологических сред

Выбор методов
кондиционирования РАО
и системы транспортировки

Утверждение критериев
безопасности хранилища
и системы транспортировки

Выбор концепции
захоронения и
геологической среды

Инженерные исследования
методов кондиционирования
РАО и систем
транспортировки

Общий анализ безопасности;
сопоставление с критериями
безопасности

Региональные исследования:
геологии;
демографии;
биосферы

Выбор предварительных
вариантов:
концепции захоронения РАО
и геологической среды;
районов и площадок

Выбор предварительных
вариантов:
кондиционирования РАО;
системы транспортировки

а
©Н

Предварительный
анализ безопасности;
сопоставление с критериями
безопасности

Исследования
кондиционирования РАО
и системы транспортировки

Г*<А)
Инженерные
исследования
концепции
захоронения
и проекта

Исследования
площадок и
геологических сред
для захоронения

Утверждение выбранных концепций
захоронения площадок
(геологических сред)

Утверждение систем
кондиционирования РАО
и транспортировки РАО

Подтверждающие
исследования
кондиционирования РАО
и системы
транспортировки

Подтверждающие
исследования концепции
захоронения РАО
и проекта
1

1

Подтверждающие
исследования в полевых
условиях площадок и
геологических сред

г

Детальный анализ:
долговременной безопасности хранилища;
эксплуатационной безопасности;
сопоставление с критериями безопасности

I

Окончательное утверждение

j Да
Лицензирование, проектирование,
сооружение, эксплуатация

Нет
Пересмотр:
систем кондицио­
нирования РАО;
концепции;
геологических сред
и площадок

Рис. 1Э.1. Направления работ по организации захоронения РАО [98]:
А — повторение вида работ при получении неприемлемых результатов

343

9) следует рассмотреть возможные нежелательные химические реакции между
грунтовыми водами и кондиционированными отходами, в первую очередь с мате­
риалом упаковки, а затем непосредственно с РАО. При выборе материала для упа­
ковки отходов следует учитывать возможное повышение влияния грунтовых вод
на коррозию материала вследствие возможного наличия продуктов радиолиза;
10) следует учесть вероятность замедления потенциально возможной мигра­
ции радионуклидов за счет взаимодействия их с геологической средой и инженер­
ными конструкциями;
11) инженерные конструкции и геологические пласты должны быть рассчи­
таны на влияние тепловыделения и излучения РАО;
12) хранилище должно быть спроектировано таким образом, чтобы свести к
минимуму возможное возникновение путей миграции отходов в случае поврежде­
ния инженерных конструкций [98].
Приведенные общие критерии рассчитаны в основном на осуществление захо­
ронения высокоактивных и альфа-активных отходов в глубокие континентальные
породы. Однако большинство критериев являются в том или ином виде общими
для всех вариантов подземного захоронения РАО.
Таким образом, назначение подземного хранилища состоит в обеспечении
защиты от возможного выхода радиоизотопов в окружающую среду в пределах
приемлемых уровней активности. Различные конструкционные особенности хра­
нилища могут способствовать решению этой задачи различными способами в
зависимости от структуры геологической формации, технических барьеров и
условий содержания РАО.
Организация захоронения РАО является сложной научно-инженерной пробле­
мой, требующей всесторонних исследований по ряду направлений (рис. 13.1).
При захоронении РАО применяют различные сочетания геологической среды и
технических барьеров.
13.2. Характеристики геологических пород
Характеристики изоляции РАО в различных типах скальных пород сущест­
венно различаются в зависимости от минерального состава, механической ста­
бильности геологического пласта и гидрологии окружающей среды.
Представляющие интерес геологические формации, в которых могут разме­
щаться ОЯТ и РАО, включают в себя: соляные пласты, осадочные, магматические
и метаморфические породы*, а в случае применения методов приповерхностного
захоронения — различные по составу почвы.
Соляные породы (галиты) заслуживают наибольшего внимания. Эта самая рас­
пространенная осадочная порода рассматривается в связи с ее благоприятными
свойствами и широким распространением в виде цельных структур внутри геоло­
гических формаций, что указывает на их стабильность в течение продолжитель* Метаморфические горные породы — это породы, образовавшиеся как осадочные, но претерпевшие на глу­
бине изменение под действием давления и температуры. Осадочные породы возникли при испарении больших ко­
личеств соленой воды. Особый интерес представляют породы, состоящие из галита, ангидрита [плотного минера­
ла (CaS0 4 ), который в присутствии воды превращается в гипс] или гипса.

344

ного времени (миллионов лет). Соляные породы существуют в виде осадочных
пластов или куполов каменной соли, свойства которой не меняются при темпера­
туре до 200 °С.
Соль является наиболее пластичной из всех пород и способна затягивать тре­
щины и выборки хранилища. Это свойство делает ее в большой степени непрони­
цаемой для газов и жидкостей. Другими благоприятными свойствами соляных
пород являются большой предел прочности на сжатие, высокая теплопроводность
и легкость разработки пластов. Однако вследствие высокой растворимости соли в
воде грунтовые воды могут нарушить геологическую целостность такого храни­
лища. Другими потенциальными недостатками этих пород являются: существова­
ние карманов с раствором соли и включений, растворы которых могут мигриро­
вать при влиянии температурных условий; вероятность взаимодействия материала
упаковки с солью; низкая способность к сорбции; возможные перемещения соли.
Тем не менее проходка штолен и штреков в массиве каменной соли может вес­
тись с высокой скоростью (до 1000 м/мес) машинным способом. Возраст соляных
куполов составляет более 200 млн лет, что свидетельствует о их высокой стабиль­
ности. Скорость роста соляных куполов равна до 1,3 мм/год. При такой скорости
вертикального поднятия хранилище, расположенное на глубине 200 м, прибли­
зится к поверхности на 1,5 м через 1000 лет. Каменная соль в куполе может нахо­
диться в зависимости от глубины расположения в двух состояниях: упругопластическом и пластическом, что позволит сооружать двухуровневые хранилища. В
упругой зоне (на верхнем уровне) можно будет размещать горячие пеналы с ОЯТ,
в пластической зоне (на нижнем уровне, на глубине 500—1000 м) — захоранивать
как остывшие пеналы с ОЯТ, так и упаковки с высокоактивными РАО.
Ангидритовые и гипсовые формации в основном состоят соответственно из
сульфата кальция и его гидрата. Они растворимы в воде, хотя и меньше, чем
галиты, и относительно непластичны. Их химическая совместимость с формами
РАО в хранилищах может быть больше, чем в случае галитов, а их сорбционные
характеристики лучше, чем у галитов, однако следует отметить, что относительно
большое содержание гидратной воды в гипсе делает его менее приемлемым для
захоронения РАО, чем галит [98].
Магматические и метаморфические породы рассматриваются как наиболее
оптимальные среды для сооружения в них хранилищ для глубокого подземного
захоронения РАО. Эти породы обладают долгосрочной стабильностью, высокой
прочностью, хорошей химической устойчивостью, относительно высокой тепло­
проводностью и малой пористостью. Они обычно существуют в виде массивных
однородных формаций. На рассматриваемых для создания хранилищ глубинах эти
породы являются хрупкими, непластичными, и, таким образом, возможно сущест­
вование в них разломов или вторичных трещин. Из-за наличия этих разломов они
обычно содержат грунтовые воды в связанных с ними вторичных трещинах, что
может отрицательно сказаться на надежности хранилища.
Магматическими породами, представляющими интерес в отношении организации
захоронения РАО, являются базальт и вулканические туфы. Базальт, как правило,
встречается в виде больших платообразных масс, сосредоточенных в конти­
нентальных районах. Базальт имеет среднюю теплопроводность, малую ионооб­
менную способность, высокие температуру плавления и предел прочности
345

на сжатие, но, как правило, в базальте существуют разломы или вертикальные
трещины. Там, где базальт содержится в виде массива, он практически непрони­
цаем; в тех местах, где существуют разломы и трещины, через него могут прохо­
дить значительные количества грунтовых вод.
В качестве пород, в которых возможно размещение отходов, рассматриваются
глинистые формации. Они охватывают широкий диапазон материалов, в том
числе глину и сланцы. В основном глинистые формации имеют низкую проница­
емость, хорошие сорбционные характеристики и низкую растворимость. Потен­
циальными недостатками являются: обезвоживание водосодержащих глинистых
минералов под действием тепловой нагрузки; низкая теплопроводность и нежела­
тельные изменения механических свойств породы; наличие органических веществ
и газов; существование неоднородностей и возможные трудности при разработке
и проведении открытой выработки.
Известковые формации представляют собой породы, состоящие в основном из
карбоната кальция. Типичным представителем этих пород является известняк.
Они имеют среднюю растворимость и необязательно являются сухими. Иногда в них
содержатся каналы, через которые может протекать вода, и в целом они считаются
менее благоприятными для захоронения отходов по сравнению с другими видами
пород. Однако в этих формациях иногда существуют сухие шахты, и при определен­
ных обстоятельствах рассматривается вопрос о размещении в них хранилищ.
Песчаники и песчанистые отложения обычно являются пористыми и проница­
емыми для воды. Если эти породы залегают глубоко, то они могут представлять
интерес в качестве среды для захоронения РАО. А если к тому же они изолиро­
ваны от поверхностных слоев глинистыми породами, то пригодны для глубинного
захоронения ЖРО. Пески могут представлять интерес и в случае захоронения РАО
в приповерхностных слоях.
В качестве сред для глубинного захоронения РАО рассматриваются также
пласты железной руды и серпентинита*.

13.3. Выбор варианта захоронения РАО
Выбор варианта захоронения основан на анализе всей системы обращения с
РАО. В процессе выбора рассматриваются типы отходов, их количество и методы
кондиционирования, определяется вид хранилища, выбирается площадка для хра­
нилища, оцениваются безопасность и социально-экономические показатели. Пре­
обладающим фактором при выборе варианта захоронения является категория РАО
(табл. 13.1).
Высокоактивные РАО следует захоранивать только в упаковках и в специально
сооруженных хранилищах, размещенных в глубоких геологических формациях.
При понижении уровня активности и более коротком периоде полураспада радио­
изотопов круг возможных вариантов захоронения расширяется.
Геологические формации, в которых размещаются отходы и которые, вероятно,
пропускают грунтовые воды, налагают в определенной степени большие ограни* Серпентинит — плотная горная порода, образовавшаяся в результате гидратации ультраосновных горных по­
род под воздействием термальных водных растворов.

346

Таблица 13.1. Варианты захоронения РАО
Вариант
захоронения

Категория отходов
Высокоактивные Среднеактивные Низкоактивные с
с долгоживу­
с долгоживу­
долгоживущими
щими нуклидами щими нуклидами
нуклидами

Среднеактивные Низкоактивные с
с короткоживукороткоживущими нуклидами щими нуклидами

ТРО; в упаков­ ТРО; в упаковках
ках, рассредо­
точенных для
улучшения теплосъема

Специально созданное
хранилище

ТРО; в упаков­
ках; большое
число защит­
ных барьеров

То же

В глубокие
геологиче­
ские форма­
ции:

сухие

влажные

ТРО; в упаковках; большое
число защитных барьеров

В приповерх­
ностные хра­
нилища:
Не рекомендуется

сухие

»

влажные

ТРО; в упаков­
ках

ТРО; в упаков­
ках

То же

ТРО; в упаков­
ках; большое
число защит­
ных барьеров

Не рекоменду­
Закачка
самотверде­
ется
ющих РАО в
разломы в
малопрони­
цаемых плас­
тах

Возможно (для определенных
радионуклидов)

Возможно

Не рекоменду­
ется

Возможно (для определенных
радионуклидов)

Возможно

Закачка ЖРО
в глубокие
проницае­
мые геологи­
ческие фор­
мации

чения на виды помещаемых в них РАО. При этом обычно требуется создание
большего количества технических барьеров. Не рекомендуются размещение отхо­
дов с долгоживущими нуклидами в приповерхностных слоях, а также закачка в
эти слои ЖРО и самотвердеющих жидких РАО с долгоживущими нуклидами.
Однако эти методы могут быть применены для отходов с короткоживущими
нуклидами. В некоторых случаях может быть приемлемо приповерхностное захо­
ронение РАО с короткоживущими нуклидами во влажных системах хранения.
Захоронение в поверхностные слои следует применять для РАО, содержащих
347

относительно малое количество радионуклидов, или РАО с радионуклидами, кото­
рые распадутся до приемлемых уровней активности за время, достаточное для
осуществления установленных операций по контролю. Промежутки времени, в
течение которых можно реально гарантировать применение операций контроля,
могут составить несколько десятков лет.

13.4. Выбор площадки для захоронения РАО
Выбор площадки для захоронения РАО должен быть основан на законодатель­
ных актах, дающих возможность принимать фундаментальные решения, поддер­
живающие национальную концепцию максимальной локализации радиоактивных
отходов.
ПосЛе принятия решения о сооружении хранилища следуют этап предвари­
тельных исследований, обследование района, предварительный выбор площадки
и утверждение концепции выбора площадки.
Для разработки проекта хранилища и оценок его безопасности требуется
детальная информация о геологических параметрах площадки и окружающей
среды в связи с проблемой обеспечения надежной локализации радионуклидов.
Необходимы химические, физические и гидрологические характеристики геологи­
ческих пластов месторасположения хранилища и окрестностей, чтобы оценить:
наведенные напряжения, которые могут возникнуть в результате физических,
химических, термических и радиационных воздействий при сооружении храни­
лища и размещении отходов; потенциальные механизмы выхода радионуклидов
из хранилища и пути их проникновения в окружающую среду; возможные инже­
нерные средства обеспечения безопасности, которые могут помочь изолировать
РАО в случае непредвиденных природных процессов или явлений. Кроме того,
необходима информация: о возможном ухудшении свойств материала, связываю­
щего отходы; о вероятности утечки компонентов РАО из упаковок; о вероятности
замедления распространения радионуклидов естественными и техническими
барьерами внутри хранилища; о скорости миграции радионуклидов, которые
могут покинуть хранилище в окружающей среде; о потенциальной опасности
радионуклидов утечки.
Характеристики среды, окружающей площадку хранилища, необходимо полу­
чать и уточнять не только при проектировании, но и во время сооружения храни­
лища, его эксплуатации и по истечении некоторого времени после завершения
операции по захоронению для уточнения оценок способности площадки обеспе­
чить радиологическую защиту. При проведении оценок требуется анализ путей
проникновения радионуклидов в биосферу либо в результате медленных ожидае­
мых событий, либо в результате возможных разрушающих экстремальных явле­
ний. В дальнейшем эта информация используется для анализа безопасности в
целях утверждения решения о выборе площадки.
Более детальный перечень факторов, которые необходимо исследовать для кон­
кретной площадки, приводится в табл. 13.2. Представленные факторы наиболее при­
менимы для площадок хранилищ, расположенных в глубоких геологических форма­
циях, предназначенных для размещения высокоактивных отходов с долгоживущими
радиоизотопами. В случае использования информации, приведенной в таблице, для
других типов хранилищ может потребоваться модификация ряда факторов.
348

Таблица 13.2. Факторы оценки, применяемые при выборе площадки хранилища [88]
Категория факторов

Факторы

I. Химические, физи­
ческие, геологиче­
ские, геомеханиче­
ские и гидрогеологи­
ческие параметры

1. Толщина и глубина геологической формации, ее литология*, минералогия
и стратиграфия**
2. Геологическая окружающая среда (в том числе топография, структура,
геологическая история, геоморфология, тектоника и сейсмичность)
3. Гидрогеологическая окружающая среда (гидрогеологический режим,
в том числе водоносные и водоупорные слои, площади питания грунтовыми
водами и площади выхода грунтовых вод)
4. Геохимическая окружающая среда (в том числе химические свойства воды
и породы, вторичных минералов и сорбционные свойства)
5. Геотехнические и общефизические свойства породы, в которой
размещаются отходы

II. Характеристики
окружающей среды

1. Климат (вероятность нормальных и разрушающих событий, таких как
наводнения, ураганы и пр.)
2. Гидрология поверхности
3. Фоновое излучение
4. Флора и фауна

III. Разрушающие
факторы, влияющие
на геологическую
стабильность и
устойчивость

1. Климатические изменения (оледенение, дождевой цикл, изменения уровня
моря)
2. Геоморфическая активность (эрозия, сейсмическая активность, образование
разломов, поднятие или опускание земной коры, вулканическая деятельность)
3. Падение метеоритов

IV. Характеристики
возможных взаимо­
действий между РАО
и геологической фор­
мацией, в которой
они размещены
V. Влияние деятель­
ности человека

1. Температурные эффекты
2. Эффекты, связанные с излучением нуклидов
3. Гидрологические эффекты
4. Результаты химических реакций (сорбция радиоизотопов, коррозия
контейнеров и кондиционированных отходов и пр.)
1. Ранее существовавшие скважины, стволы шахт, последствия выемки
грунта
2. Вероятность событий, которые вызываются деятельностью человека и
могут повлиять на безопасность (плотность движения транспорта, пожары,
взрывы, разрушения таких искусственных сооружений, как дамбы, защитные
насыпи, и пр.)

VI. Экономические и
социальные факторы

1. Потенциал ресурсов
2. Пригодность земли и ее использование
3. Распределение населения
4. Юрисдикция и права на землю
5. Доступность и необходимое обслуживание
6. Не связанное непосредственно с отказами влияние на окружающую среду
7. Отношение общественности

* Литология — оценка устойчивости осадочных пород.
** Стратиграфия — оценка взаимного расположения геологических слоев.

349

При рассмотрении общего месторасположения хранилища необходимо учиты­
вать инженерные аспекты начальных изыскательских работ, начальной фазы соору­
жения хранилища и методов размещения РАО в хранилище. При проведении изыс­
каний, размещении отходов и герметизации хранилища следует принимать во
внимание: геофизические изыскания (поверхностные и глубинные методы); изыска­
тельское бурение (методы для определения различных гидрологических и геологи­
ческих условий); методы выемки грунта; закупорку скважин, стволов шахт и поло­
стей (с использованием цемента, глинистых сланцев, глины или материала породы,
в которой размещаются отходы); вторичные изоляционные защитные сооружения
(с использованием глин или химических продуктов с хорошими сорбционными
свойствами); гидравлические разломы (для жидких отходов); закачку в глубокие
пласты (для жидких или газообразных отходов).
В случае захоронения тепловыделяющих РАО необходимо учитывать выделе­
ние тепла при всех окончательных рассмотрениях геологических характеристик
породы, в которой размещаются отходы, площадки, проекта хранилища, схемы
расположения отходов и методов их кондиционирования. Необходима оценка мак­
симальной безопасной температуры как для отходов, так и для геологической
среды. Основные факторы, связанные с выделением тепла (некоторые из них ана­
логичны факторам, рассматриваемым при кондиционировании отходов), вклю­
чают в себя: диаметр и длину внешней упаковки; тепловой поток из упаковки;
уменьшение теплового потока со временем; теплопроводность, теплоемкость и
тепловое расширение среды, в которой размещаются отходы, и окружающей гео­
логической среды; размещение и число упаковок; мощность и проникающую спо­
собность излучения, испускаемого отходами.
Хранилище можно рассматривать как массу геологической среды, содержащую
практически однородное распределение упаковок с отходами. Основным крите­
рием, связанным с выделением тепла, является то, что температура геологической
среды не должна быть выше конкретного значения средней температуры большей
части хранилища или температуры вблизи упаковки с отходами. Максимальная
температура в массе геологической среды и результирующее тепловое расшире­
ние могут не достигаться в течение сотен лет после размещения отходов.
Для оптимизации температурных условий среды, в которой размещено храни­
лище, и самих захороненных РАО необходима оценка времени их промежуточного
хранения. Кроме того, для принятия решения о создании и эксплуатации храни­
лища на конкретной площадке необходимо выполнить оценки безопасности пред­
полагаемого хранилища. Для этих оценок нужны исчерпывающие материалы по
проектированию систем хранилища и полные геологические данные.
Существуют два общих вида оценок безопасности систем захоронения отходов:
один связан с безопасностью во время эксплуатации (защита персонала и населения
во время заполнения хранилища); другой — с долговременной безопасностью
после того, как закончены операции по захоронению и хранилище опечатано.
Если результаты оценок безопасности для случая эксплуатации хранилища
показывают, что нормы радиационной защиты не выполняются, следует рассмот­
реть изменения в конструкции хранилища, конструкции упаковок РАО или место­
расположении площадки.
Оценка долговременной безопасности включает в себя анализ действия барье­
ров, препятствующих выходу радионуклидов РАО в биосферу. Этот анализ прово­
дится для того, чтобы оценить последствия возможного выхода радионуклидов,
350

в том числе аварийных выбросов. Для создания гарантий в том, что отходы будут
находиться в изоляции на протяжении требуемого периода времени, барьеры
могут дублироваться.
При проведении анализа безопасности могут использоваться различные
методы, основанные на детерминистических или вероятностных подходах. Коли­
чественно провести анализ долговременной безопасности значительно труднее,
чем сделать анализ безопасности эксплуатации, так как это требует оценок труд­
нопредсказуемых возможных событий и влияния их последствий на изоляцию
отходов. Для проведения анализов долговременной безопасности желательно про­
водить оценки вероятности будущего события, которые осуществлять количест­
венно затруднительно.
Перед утверждением окончательного проекта хранилища могут потребоваться
предварительные варианты проекта, на основе которых принимается решение в
отношении приемлемости принятой концепции хранилища.

13.5. Сооружение, эксплуатация и опечатывание хранилища
(могильника)
Сооружение хранилища должно основываться на руководствах и рекоменда­
циях, полученных на предшествующих этапах. В случае шахтных хранилищ сле­
дует специально анализировать методы проходки стволов и систему выработок,
чтобы свести к минимуму отрицательные последствия наличия в данном районе
хранилища; необходимо получить согласие компетентных органов горно-добыва­
ющей промышленности. По мере проведения горных работ имеется возможность
более детально оценить аспекты геологических исследований площадки; по мере
доступа к геологической среде следует продолжать геологические и геофизиче­
ские оценки, которые могут дать уточненные данные. Организация-исполнитель
должна проводить контроль качества и создать базу данных по контролю качества,
кроме того, давать разрешение на проведение соответствующими органами инспек­
ции конструкций и базы данных.
По окончании первой фазы строительства (т.е. после завершения бурения
ствола шахты, монтажа вспомогательных установок, первых выработок, пригод­
ных для захоронения отходов) может потребоваться период испытаний объектов и
период ввода в эксплуатацию для подтверждения всех расчетных оценок и про­
гнозов, на которых основывался анализ безопасности. Исходя из этого, компетен­
тные органы должны оценить пригодность установки к принятию отходов. В том
случае, если объект признан пригодным к приему отходов, регулирующий орган
выдает лицензию на эксплуатацию, в которой указываются необходимые условия
эксплуатации. Лицензия на эксплуатацию может выдаваться на определенные
промежутки времени.
Эксплуатация хранилища должна проводиться на основе руководств и правил,
изданных соответствующими регулирующими органами. По результатам проведе­
ния инспекции площадки и режима эксплуатации регулирующие органы должны
убедиться в том, что эксплуатация осуществляется в соответствии с лицензией на
эксплуатацию и руководствами по ней. Эксплуатирующая организация должна
вести документацию о ходе эксплуатации и немедленно составлять отчет в том
случае, если произошло непредвиденное событие. Кроме того, следует накапли351

вать информацию о работе хранилища, чтобы дополнить данные, полученные на
предыдущих этапах, и позволить усовершенствовать анализ работы хранилища.
Когда хранилище полностью заполнено отходами или нет других отходов для
захоронения на этой площадке, необходимо закрыть хранилище и опечатать все
входы в него. Перед опечатыванием должно быть проведено наблюдение за храни­
лищем в течение некоторого времени. Опечатывание должно соответствовать требо­
ваниям и критериям, установленным регулирующим органом. Печати должны оста­
ваться целыми в течение требуемого периода изоляции отходов в хранилище для
того, чтобы гарантировать, что проникновение человека не приведет к созданию
путей миграции радиоизотопов в окружающую среду. После опечатывания храни­
лища вспомогательные установки могут быть выведены из эксплуатации.
Возможны ограничения по использованию поверхностного слоя земли над хра­
нилищем и вблизи него на определенный период времени после закрытия и опе­
чатывания хранилища.

13.6. Глубинное захоронение жидких радиоактивных отходов
Глубинное захоронение жидких радиоактивных отходов как способ их оконча­
тельной локализации основан на закачке ЖРО в сейсмостабильные водоносные
горизонты, находящиеся на глубине 180—1500 м, не имеющие и не имевшие в
прошлом в течение геологического отрезка времени продолжительностью порядка
миллиона лет сообщения с поверхностными слоями земли.
Согласно санитарным правилам и нормативам [87] захоронение радиоактивных
отходов в жидком виде запрещается. Однако по согласованию с центральными
государственными органами санэпиднадзора России допускается закачивание
ЖРО, содержащих радионуклиды природного происхождения, в подземные гори­
зонты при условии сохранения в последних удельной активности радионуклидов
и их состава.
Жидкие радиоактивные отходы закачиваются в скважины водоносного глубин­
ного пористого горизонта земной коры, перекрытого сверху и снизу водоупорами.
Нагнетаемые в водоносный пласт ЖРО вытесняют воду из пор пласта, замещают
эту воду и распространяются по радиусу от скважины. Пласт с закачанными в
него ЖРО образует глубинное подземное хранилище.
Перемещение захороненных ЖРО возможно только совместно с пластовыми
водами, скорость движения которых зависит от геолого-гидрогеологических усло­
вий и может быть практически нулевой (или составлять несколько метров в год).
Благодаря процессам сорбции на минералах пласта происходит концентрирование
и закрепление практически всех компонентов ЖРО. Такой вид захоронения эконо­
мически выгоден и пригоден для ЖРО низкого и среднего уровней активности с
любым составом осколочных радионуклидов. Выполнялись работы и по закачке в
скважины высокоактивных отходов.
Пласт-коллектор, в котором создаются подземные хранилища, должен соот­
ветствовать следующим основным требованиям:
залегать в застойной зоне или зоне замедленного водообмена;
иметь значительную площадь, мощность, пористость, проницаемость, обеспе­
чивающие поглощение отходов расчетного объема;
352

перекрываться (и подстилаться) регионально выдержанными водоупорными
породами, исключающими гидравлическую связь между пластом-коллектором и
другими горизонтами;
не использоваться в качестве источника водоснабжения и не содержать полез­
ных ископаемых, на разработку которых может оказать влияние создаваемое под­
земное хранилище;
находиться за пределами районов активной тектонической деятельности.
Наиболее благоприятными являются горизонты крупных артезианских бассей­
нов платформенного типа, залегающие в зоне застойного режима и содержащие
высокоминерализованные воды. По структурным условиям для подземного захо­
ронения ЖРО плотностью меньше плотности пластовых вод целесообразно
использовать купольные антиклинальные* поднятия, а при более высокой плот­
ности отходов — синклинальные** и закрытые моноклинальные*** структуры.
Решение о возможности подземного захоронения радиоактивных жидких отхо­
дов принимается с учетом результатов физико-химических исследований, с помо­
щью которых определяется поведение отходов и содержащихся в них радионукли­
дов в геологических и гидрогеологических условиях района и прогнозируются
скорость и возможные пути их распространения в недрах. До нагнетания в сква­
жины ЖРО, как правило, проходят стадию подготовки, обеспечивающую длитель­
ную устойчивую работу скважин [89].
Возможность создания подземного хранилища в глубоких водоносных гори­
зонтах в каждом случае подтверждают расчетом его надежности и радиационной
безопасности. С этой целью оценивают возможные пути миграции радионукли­
дов, распространение их по пласту-коллектору, диффузию через перекрывающие
водоупорные породы, а также разбавление отходов в пласте-коллекторе и сорб­
цию радионуклидов на породах.
Конструкция и технологические схемы подземных и поверхностных сооруже­
ний хранилищ обосновываются и проектируются только по данным детальных
геолого-разведочных работ, физико-химических и геологических исследований.
Для нагнетания проектируются закрытые системы с использованием герметичной
запорно-регулирующей арматуры, контролирующих приборов и бессальниковых
насосов. Подобное исполнение систем обеспечивает безопасность эксплуатации
сооружений подземного хранилища.
Технологическая схема подземного захоронения позволяет осуществить автомати­
зацию и контроль основных процессов и параметров с помощью гидрогеологических,
промыслово-геофизических и физико-химических методов. Скважины, выполнившие
свое назначение, ликвидируют, используя в основном тампонажные цементы, обеспе­
чивающие разобщение и изоляцию всех вскрытых водоносных горизонтов.
Для способа подземного захоронения ЖРО характерны следующие положи­
тельные факторы:
полезный объем глубоких водоносных горизонтов (пластов-коллекторов), куда
удаляют ЖРО, составляет несколько миллионов кубических метров, поэтому
* Антиклинальные структуры — пласты горных пород, обращенные выпуклостью вверх.
** Синклинальные структуры — пласты горных пород, обращенные выпуклостью вниз.
*** Моноклинальные структуры — форма залегания горных пород, характеризующаяся пологим наклоном
(2—2,5 м на 1 км длины).
12 — 820

353

радиоактивные отходы локализуются в геологических слоях на относительно
небольшой площади в течение расчетного срока работы хранилища (20—30 лет);
медленное движение отходов по пласту-коллектору позволяет организовать
систему контроля за распространением отходов;
породы пласта-коллектора обладают определенной сорбционной емкостью по
отношению практически ко всем радионуклидам, из-за чего распространение их
по пласту ограничивается;
фронт движения токсичных и долгоживущих нуклидов заметно отстает от
фронта движения жидкой фазы отходов;
резко сокращается или исключается полностью загрязнение открытых водо­
емов и поверхности земли, а также водоносных горизонтов, используемых для
производственных целей;
при благоприятных геолого-гидрогеологических условиях отсутствует зависи­
мость от климатических особенностей района.
Исследования и расчеты показали, что этот способ захоронения является рентабельным уже при объемах перерабатываемых отходов 50— 100 м /сут и глубине
захоронения 1000—1500 м по сравнению с такими методами очистки, как выпа­
ривание ЖРО, ионный обмен, электродиализ и химические комбинированные
методы очистки. Однако необходимо учитывать, что при захоронении ЖРО
существует предел их удельной активности, т.е. суммарной активности в условиях
пласта, связанной с максимально допустимой температурой среды, которая не
должна превышать температуру кипения жидкости в пласте.
Жидкие радиоактивные отходы большого объема должны усредняться и иметь
значение рН, близкое к рН пластовых вод. Обычно допустим интервал рН = 6-ь9.
При ограничении объема и кратковременном сбросе возможно расширение интер­
вала рН. Для растворов, стабилизированных комплексонами, диапазон рН может
быть также более широким.
Компоненты, образующие в условиях пласта осадки, следует исключать из рас­
творов или переводить в форму, устойчивую в жидкой фазе. Это условие отно­
сится к катионам, гидролизующимся в условиях рН пласта, и к ионам, вступаю­
щим в реакции с компонентами пластовой воды, которые образуют осадки. Такое
требование относится главным образом к продуктам коррозии или компонентам
отходов от дезактивации. При стабилизации осадкообразующих компонентов их
содержание не ограничивается.
Суммарная засоленность отходов допустима до концентраций, близких к насы­
щенным растворам при температурных условиях пласта-коллектора. Существуют
определенные пределы содержания и дисперсности взвешенных веществ, лимити­
руемые общей шламоемкостью призабойной зоны нагнетательных скважин и пла­
нируемым сроком их службы.
Низкоактивные сбросы (моющие растворы, низкоактивные дезактивационные ЖРО и пр.) содержат большое количество поверхностно-активных и комплексообразующих соединений. Жидкости имеют высокую окисляемость, стабилизи­
рованные в объеме взвешенные и эмульгированные вещества, небольшую
засоленность (1—10 г/л). Совместимость таких сбросов с пластовыми условиями
обеспечивается усреднением (доведением рН до рабочего диапазона) и осветле­
нием их перед захоронением [89].
354

Приняты два взаимосвязанных по аппаратурному оформлению варианта техно­
логической подготовки таких сбросов, которые на отдельных этапах захоронения
упрощаются исключением из работы того или иного узла подготовки: систем коагу­
ляции и фильтрации в механических фильтрах (в качестве коагулянтов используют
соли железа, кальция, магния, а также компоненты самих сбросов); предваритель­
ной коагуляции при наличии емкостей-усреднителей, обеспечивающих длительную
выдержку растворов и разбавление детергентов (экономически выгодно).
Среднеактивные отходы (засоленные технологические растворы в основном
от дезактивации технологического оборудования и отходы небольшого объема от
технологии регенерации топлива) имеют высокое солесодержание, продукты кор­
розии и радиолиза, а также химически активны при контакте с пластовым матери­
алом. При взаимодействии таких отходов с пластовыми породами в составе отхо­
дов появляются алюмокремниевые соединения и возможна их коагуляция в порах
пласта при разбавлении. Кроме того, за счет сорбционных свойств на поверхности
пород накапливаются соли и изменяется поверхностная активность минералов.
Технологическая подготовка среднеактивных отходов состоит в стабилизации
гидролизующихся компонентов, коррекции рН среды, соблюдении необходимого
уровня солесодержания, а также определенной последовательности их смешива­
ния и нагнетания в скважины.
Высокоактивные ЖРО. В основу изучения принципиальной возможности
создания в пласте-коллекторе хранилища высокоактивных отходов был положен
опыт глубинного захоронения среднеактивных отходов. Исследования были
направлены на обеспечение сохранения стабильности жидкой фазы в процессе
удаления отходов (приемистость скважин и равномерное распределение жидких
отходов в пласте); определение предельного уровня удельной активности ЖРО в
пласте, обеспечивающего допустимое тепловыделение; разработку методик под­
готовки ЖРО, не допускающих превышения предельного для данных условий
уровня их активности в пласте; изучение процессов радиолиза в гетерогенной
среде «отходы — породы» и закрепление радионуклидов в породах.
Было установлено, что при захоронении высокоактивных отходов стабильность
жидкой фазы в процессе нагнетания, а следовательно, и подготовка к захороне­
нию могут обеспечиваться либо предварительной промывкой скважины слабокис­
лыми растворами и созданием переходной зоны между пластовой водой и ЖРО,
либо введением в ЖРО дополнительных реагентов (комплексонов) и коррекцией
рН среды.
Накопление радионуклидов может регулироваться разбавлением отходов, вве­
дением в них комплексонов или предварительной промывкой призабойной зоны
скважины растворами, изменяющими поверхностную активность пород (комплексоны, поверхностно-активные вещества и др.). Закрепление радионуклидов в
породах происходит за счет влияния ионизирующего излучения на их сорбционные параметры в среде электролита. С увеличением поглощенной дозы излучения
ухудшается возможность десорбции, а следовательно, и миграции в связи со
структурными изменениями исходных минералов. Это относится и к радионукли­
дам стронция и цезия, которые закрепляются в породах достаточно прочно.
Исследования показали, что при захоронении жидких высокоактивных отходов
происходит надежная фиксация радионуклидов в твердой фазе пластов [89]. Раз­
работка метода глубинного захоронения ЖРО состоит из ряда стадий.

В результате геологической разведки находят и исследуют водоносный гори­
зонт, изолированный от поверхности и нижележащих горизонтов располагающи­
мися сверху и снизу водоупорными пластами. В случае принятия решения о
строительстве комплекса захоронения ЖРО проводят геохимические и физикохимические исследования в данном районе материалов, слагающих пласт, и тех­
нологические разработки. Определяют минералогический состав пласта-коллек­
тора и химический состав пластовой воды. Полученные данные используют для
определения условий, при которых удаляемые жидкие РАО будут «совместимы»
с геологической средой. Под «совместимостью» предполагается, с одной сто­
роны, что вблизи точки ввода жидких РАО в пласт в результате их взаимодей­
ствия с минералами пласта не будет происходить образования мало- или нераст­
воримых в пластовой жидкости соединений радионуклидов или гидроксидов
металлов (алюминия, железа, хрома, никеля и др.). Образование таких соедине­
ний может вызвать закрепление радионуклидов вблизи точки ввода и их накоп­
ление в количестве, способном вследствие энерговыделения (сопровождающего
радиоактивный распад) привести к перегреву пласта в этой зоне. Образование
гидроксидов металлов может привести к тому, что поры в пласте будут забиты и
резко возрастет сопротивление при закачке (произойдет так называемая кольматация скважины). С другой стороны, под «совместимостью» подразумевается,
что радионуклиды, оттесненные от точки ввода отходов в пласт, через определен­
ный промежуток времени прореагируют с минералами и не только образуют
мало- или нерастворимые соединения, но и войдут в кристаллическую решетку
минералов пласта.
После определения условий совместимости разрабатывают собственно техно­
логию удаления ЖРО в пласт-коллектор. Она состоит из технологий подготовки
РАО к закачке (разделение ЖРО по удельной активности и химическому составу,
корректировка рН, осветление, введение стабилизирующих реагентов) и пластаколлектора к приему отходов (обработка пласта специальными реагентами, обес­
печивающими совместимость РАО и геологической среды), а также технологии
удаления отходов (скорость удаления жидких РАО в пласте, объемы закачиваемых
растворов, периоды времени между закачками). Технология включает в себя в
качестве неотъемлемых частей анализ возможных аварийных ситуаций и меры про­
тиводействия их возникновению, а также системы контроля за параметрами про­
цесса удаления РАО в пласт-коллектор и наблюдения за показателями геологиче­
ской среды на глубине и на поверхности земли в районе расположения захоронения.
Система защитных барьеров объекта при глубинном захоронении ЖРО обра­
зует ряд уровней защиты.
Уровень 1 (условия размещения объекта и предотвращение нарушений нор­
мальной эксплуатации): оценка и выбор площадки, пригодной для размещения
объекта; установление санитарно-защитной зоны, а также зоны наблюдения вок­
руг объекта, где осуществляется планирование защитных мероприятий; разра­
ботка проекта на основе консервативного подхода и с использованием свойств
внутренней самозащищенности объекта; обеспечение требуемого качества систем
(элементов) объекта и выполняемых работ; эксплуатация объекта в соответствии с
требованиями нормативных документов, технологических регламентов и инструк­
ций по эксплуатации; поддержание в исправном состоянии систем, важных для
356

безопасности, в результате своевременного определения дефектов, принятия про­
филактических мер, замены выработавшего ресурс оборудования; подбор и обес­
печение необходимого уровня квалификации работников для действий при нор­
мальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, в том числе при
предаварийных ситуациях и авариях.
Уровень 2 (предотвращение проектных аварий системами нормальной эксплу­
атации): выявление отклонений от нормальной эксплуатации и их устранение;
управление при эксплуатации с отклонениями.
Уровень 3 (предотвращение запроектных аварий системами безопасности):
предотвращение перерастания исходных событий в проектные аварии, а проект­
ных аварий в запроектные с обеспечением функционирования систем безопас­
ности согласно проекту; ослабление последствий аварий, которые не удалось пре­
дотвратить за счет локализации радионуклидов.
Уровень 4 (управление запроектными авариями): предотвращение развития
запроектных аварий и ослабление их последствий; возвращение объекта в контро­
лируемое состояние, при котором прекращается цепная реакция деления и обес­
печивается удержание ядерных материалов и радиоактивных веществ в установ­
ленных границах.
Уровень 5 (противоаварийное планирование): подготовка и осуществление
мероприятий на объекте и за его пределами.
Процессы и события, которые могут привести к распространению радиоак­
тивных веществ в окружающую среду за защитные барьеры, можно разбить на
четыре группы.
К ядерно-физическим процессам относится возникновение неуправляемой
самоподдерживающейся цепной ядерной реакции в результате накопления крити­
ческой массы делящегося материала.
Технические процессы способны привести к нарушению целостности емкостей,
содержащих ЖРО, по разным причинам, в том числе и из-за превышения в них
давления выше номинального. При этом природа возникновения ситуации, при
которой происходит повышение давления, не связана с химическими превращени­
ями или ядерными реакциями, а обусловлена потерей прочности, нарушением
теплоотвода или отказом систем регулирования давления.
Физико-химические и биологические процессы, при которых опасность выброса
радионуклидов за предусмотренные конструкцией барьеры возникает из-за проте­
кания химических реакций в режимах, недопустимых в заданных условиях техно­
логии, коррозионных и неконтролируемых биологических процессов.
К внешним событиям природного или техногенного происхождения отно
природные явления (ураганы, землетрясения, смерчи, наводнения и пр.) либо собы­
тия, связанные с деятельностью человека (пожар, взрыв, падение самолета и др.).
В соответствии с приведенной классификацией потенциально опасных процес­
сов требования к безопасности сводятся к следующему.
1. При любых условиях нормальной эксплуатации и проектных авариях в тех­
нологических аппаратах, предназначенных для подготовки жидких радиоактив­
ных отходов к подземному захоронению, и в пласте-коллекторе не должно созда­
ваться предпосылок для возникновения самоподдерживающейся цепной реакции.
357

2. Удаленные в пласт РАО как при эксплуатации полигона, так и в течение вре­
мени распада радионуклидов до безопасного уровня должны находиться в задан­
ном проектом объеме пласта-коллектора.
3. При эксплуатации полигона подземного захоронения должен быть обеспе­
чен постоянный контроль отклонений технологического процесса от нормального
режима.
В качестве обобщения в табл. 13.3 приведены основные условия, выполнение
которых необходимо для безаварийности глубинного захоронения ЖРО.
В качестве мер по поддержанию уровня глубокоэшелонированной защиты
экосферы при глубинном захоронении ЖРО приняты (наряду с изолированностью
пласта-коллектора и мерами по исключению самоподдерживающейся цепной
реакции): специальная конструкция трубопроводов подачи ЖРО к нагнетательной
скважине; конструкция скважины (с наличием в ней обратных клапанов); уставки
контрольно-измерительного комплекса на скважинах по расходу ЖРО, давлению
и температуре; сигнализация о протечках; наличие наблюдательных скважин для
осуществления контроля за распространением ЖРО в пласте-коллекторе по
результатам химического анализа, термо- и гамма-каротажа; защитные барьеры на
трубопроводах в виде специальных лотков и запорной аппаратуры; технические
Таблица 13.3. Условия обеспечения безопасности глубинного захоронения ЖРО

Процессы

Меры обеспечения безопасности захоронения

Ядерно-физические

В ЖРО должна быть обеспечена безопасная по возможности возник­
новения самоподдерживающейся цепной ядерной реакции концентрация
делящихся радионуклидов. В пласте-коллекторе не должно происходить
концентрирование делящихся и осколочных радионуклидов на минералах
пласта и продуктах дегомогенизации отходов, создающее предпосылки
для возникновения самоподдерживающейся цепной ядерной реакции

Технические

Исключение протечек трубопроводов подачи ЖРО на полигон глубин­
ного захоронения и обеспечение целостности нагнетательных и наблюда­
тельных скважин, гарантирующие отсутствие загрязнения выше- и ниже­
лежащих горизонтов.
Обеспечение постоянного контроля целостности оборудования при
нормальной эксплуатации и проектных авариях

Физико-химические
и биологические

В подземных хранилищах не должно происходить:
нарушения целостности и изменения основных характеристик пород
(минералов), слагающих хранилище, и глиняных водоупоров, изолирую­
щих его от других водоносных горизонтов;
повышения температуры выше температуры кипения растворов при
давлении, соответствующем гидростатическому для глубины залегания
пласта-хранилища;
образования газов в радиационно-химических и микробиологических
процессах в количестве, превышающем растворимость газов при давле­
нии, соответствующем гидростатическому для глубины залегания пластахранилища;
кольматации порового пространства, приводящей к повышению дав­
ления в районе скважин и изменению направления движения растворов в
пласте

Внешнее воздействие
природного или техно­
генного происхождения

Для постулированных в сценариях проектных аварий воздействий
должна быть исключена возможность повреждения трубопроводов для
подачи отходов на полигон глубинного захоронения

358

Пульт
управления

О

- 1

60 Ч
Здание
300—

400 —

1050 -Ч

поо Ч

1400 Ч

1500 - •
Водоносный горизонт

у////

Скважина закачки ЖРО

Рис. 13.2. Схема водоносных пластов и пластов-водоупоров для глубинного захоронения ЖРО

средства ликвидации последствии аварии в виде резервных насосов, резервных
емкостей, средств дезактивации, защиты и дозиметрического контроля; наличие
службы внешней дозиметрии и средств дезактивации местности [90, 91].
Глубинное захоронение ЖРО применяется в Российской Федерации для
высоко-, средне- и низкоактивных отходов. В качестве примера на рис. 13.2 пред­
ставлена принципиальная схема водоносных пластов и пластов-водоупоров поли­
гона глубинного захоронения ЖРО среднего и низкого уровней активности Научноисследовательского института атомных реакторов (НИИАР, г. Димитровград).
Результаты исследований показали, что геолого-гидрогеологическое строение
недр в районе размещения подземного хранилища ЖРО НИИАР обеспечит высо­
кую степень изоляции отходов от биосферы. Контроль за миграцией ЖРО в под­
земных горизонтах во всех направлениях осуществляется с помощью сети наблю­
дательных скважин в радиусе 13 км от места закачки отходов. Три пояса скважин
позволяют контролировать миграцию отходов во всех водоносных комплексах
района расположения хранилища. Схема полигона НИИАР глубинной закачки
ЖРО представлена на рис. 13.3. В табл. 13.4 приведены значения объемных актив359

ЖРО
от объектов

А

ю

Рис. 13.3. Схема полигона глубинного захоронения ЖРО:
1 — узел сбора и усреднения ЖРО; 2 — узел подготовки ЖРО к захоронению; 3 — насосная; 4 —
разводящая сеть трубопроводов; 5 — нагнетательные скважины; 6 — емкости с утяжеленным раство­
ром; 7 — сеть сброса ЖРО; 8 — узел сбора протечек; 9 — сеть возврата протечек; 10 — водоотвод­
ный канал; И — бассейн-отстойник

Таблица 13.4. Удельные активности радионуклидов в ЖРО, удаляемых в подземное хранилище
Радионуклиды
,37

Cs

134

Cs

908г^90у
,52

Eu

максимальная

14,0

120,6

2,9

24,6

8,7

55,7

5,5

35,2

154

Eu

3,4

21,8

144

Ce

4,8

30,7

Ru

8,0

41,2

Co

1,8

11,0

Бета-излучающие

50,0

320,0

Альфа-излучающие

Менее 0,01

—

106
60

360

Удельная активность, мкКи/л
средняя

ностей захораниваемых радионуклидов. Ниже даны ориентировочные техниче­
ские характеристики полигона:
Год ввода в эксплуатацию

1966

Проектная вместимость подземного хранилища, м

4*10

Глубина захоронения ЖРО, м

1100—1400

Объемная скорость закачки, м /ч

22,5

Объем заполнения в год подземного хранилища, тыс. м

80

Число наблюдательных скважин, шт.

35

Средняя удельная активность захораниваемых отходов, Ки/л

5 • 10~

Число буферных горизонтов, шт.

2

Суммарная толщина буферных горизонтов, м

700

Число региональных водоупоров, шт.

2

Суммарная толщина водоупоров, м

300

В схеме захоронения предусматриваются сбор и кондиционирование ЖРО
перед закачкой в нагнетательные скважины подземного хранилища, контроль за
процессом закачки. Оперативное дистанционное управление технологическим
процессом закачки выполняется с центрального пульта. Оборудование нагнета­
тельной скважины обеспечивает возможность автономного управления скважи­
ной, а при необходимости и экстренную консервацию скважины при аварии. В
процессе закачки осуществляются химический и радиометрический анализы проб
ЖРО и анализ пластовых вод из водоносных комплексов.
Опытные работы по захоронению высокоактивных отходов в глубокие погло­
щающие горизонты были начаты в 1972 г. после выполнения геолого-разведочных
работ и экспериментальных исследований. Основной целью опытных работ явля­
лись: отработка методов подготовки ВАО к подземному захоронению; изучение
условий транспортировки и нагнетания высокоактивных отходов в недра; про­
верка надежности работы скважин различного назначения, запорно-регулирующей арматуры, контрольно-измерительных приборов и автоматики; исследование
эффективности различных промыслово-геофизических методов контроля про­
цесса захоронения; проверка в полевых условиях данных теоретических и экспе­
риментальных исследований [89].
Опытный участок был расположен в районе развития предгорных отложений.
Схема пластов представлена на рис. 13.4. Результаты геолого-разведочных работ
на данном участке подтвердили наличие значительной (до 500 м) толщи рыхлых
отложений. В качестве пласта-коллектора для опытных работ по захоронению
ВАО был выбран водоносный горизонт / (песчано-гравелитовый* слой с просло­
ями и линзами глины, алевролита** и песчаника).
Глубина залегания кровли горизонта / в пределах опытного участка составляет
350—410 м, общая толщина этого горизонта — 55—85 м, средняя эффективная
"Гравелит — сцементированный гравий.
**Алевролит — твердая сцементированная порода, состоящая из зерен размером 10—100 мкм.
361

Рис. 13.4. Геологический разрез пластов опытного участка захоронения ВАО:
А — аргиллит* и глина; Б — глина с прослоями и линзами песка и песчаника; В — глина с прослоями
известковистых пород, песка и песчаника; Г — глина с прослоями песка; Д — супесь, переходящая в
суглинок; И — нагнетательная скважина; 1—3 — наблюдательные скважины; /—/// — водоносные
горизонты

толщина — 25—35 м. В центральной части пласт-коллектор подстилается гли­
нами водоупора А. От расположенного выше водоносного горизонта / / (песок от
мелко- до крупнозернистого) пласт-коллектор отделен 150—170-метровой толщей
алевролитов и глин водоупора Б. Вследствие экранирования горизонт / представ­
ляет собой относительно замкнутую водоносную систему.
Пласт-коллектор представлен разнозернистыми песками, алевролитами с прослойками гравелитов и глин. Максимальная проводимость пласта (36 м /сут)
наблюдается в центральной части. С удалением к периферии проводимость пород
ухудшается и на границах области снижается до 0,6—3,3 м /сут. Скорость филь­
трации проницаемых слоев колеблется от 0,2 до 1,4 м/сут. Средняя пористость
пород горизонта / составляет 7—10 %.
По данным гидрогеологических исследований (откачки, нагнетания воды),
горизонт / надежно изолирован от водоносных горизонтов / / и /// (песок с лин­
зами суглинка), что подтверждалось разницей в отметках статических уровней
горизонтов, отсутствием колебаний уровней в горизонтах / / и III при длительных
гидрогеологических опробованиях горизонта /, различием химического состава
вод горизонтов. Средняя скорость движения вод горизонта / — 2,2 м/год. Стати* Аргиллит — камнеподобная глинистая порода с примесями кварца, слюды и полевого шпата.
362

а-8

а-7
а-1
О /

а-9

а-6

/ о \о\ 1!о \
[а-3 ^Г1 а^_1
/ у
а-5

\Ш

II

\

•——т-

^J

/ I

2

о ^
т

т

1 - г1 Ь ^'^1 I
Рис. 13.5. Схема опытного участка захоронения ВАО:
1 — установка подготовки отходов для захоронения и перекачки их в приемные баки; 2 — насосная стан­
ция нагнетания; 3 — напорные трубопроводы; 4 — контур распространения отходов; О — скважины

ческий уровень подземных вод горизонта / в районе опытного участка находился
на глубине 60 м от уровня поверхности земли [89].
Участок захоронения (рис. 13.5) расположен вблизи хранилища высокоактивных
жидких отходов. Из хранилища отходы поступают на установку, где осуществ­
ляется их подготовка к захоронению, заключающаяся в основном в коррекции
среды, солесодержания и уровня активности. Подготовленные отходы перекачива­
ются в емкости насосной станции нагнетания по напорному трубопроводу из
нержавеющей стали, уложенному в железобетонный канал, покрытый эпоксидной
смолой. Из насосной станции под давлением около 1,0—1,2 МПа отходы по
напорному трубопроводу поступают к устью нагнетательной скважины, далее —
в пласт-коллектор. Все сооружения опытного участка обеспечивают необходимую
защиту персонала, возможность промывки и дезактивации трубопроводов и обо­
рудования. Основные технологические параметры работы скважины и участка
(расход и давление нагнетания, удельная активность и состав раствора, содержа­
ние взвешенных веществ и пр.) контролируются дистанционно с выводом показа­
ний на пульт управления, находящийся в помещении насосной станции, куда
выведены также показания датчика температуры и газового счетчика. Над устьем
нагнетательной скважины для дублирования и контроля измерений установлены
вторичные показывающие приборы и предусмотрена возможность отбора проб
газа, выделяющегося из нагнетательной скважины в процессе хранения ВАО.
363

j
2
3

Рис. 13.6. Конструкция нагнетательной скважины захоронения ВАО:
1 — цемент затрубного пространства; 2 — эксплуатационная колонна; 3 — саль­
ник; 4 — фильтровая колонна; 5 — колонна труб для подачи растворов; б —
измерительная герметичная трубка с чистой водой; А, Б — водоупоры; / — погло­
щающий горизонт

г

На опытном участке расположено десять скважин: одна
нагнетательная Н; шесть наблюдательных (а-4—а-9), вскрываю­
щих пласт-коллектор и находящихся примерно в 100 м от нагне­
тательной скважины; две наблюдательные (а-2 и а-3), вскрываю­
щие водоносные горизонты // и III (с их помощью контролируют
химический состав пластовой жидкости и изменение уровней во
вскрытых горизонтах); одна наблюдательная «глухая» (а-7), рас­
положенная в 50 м от скважины Н и выведенная на такую же глу­
бину. «Глухая» скважина обсажена сварной колонной труб из
нержавеющей стали, заполнена чистой водой. Она служит для
контроля за процессом захоронения с использованием промыслово-геофизических методов [89].
Скважина Н (рис. 13.6) оборудована сварной эксплуатацион­
ной и фильтровой колоннами труб из нержавеющей стали.
Затрубное пространство эксплуатационной колонны зацементировано от
подошвы до устья. Отходы нагнетаются по специальной лифтовой трубе, спу­
щенной внутрь до подошвы пласта-коллектора. Внутри колонны, по которой
ведется нагнетание отходов, находится глухая измерительная трубка, заполнен­
ная чистой водой. Она используется для измерений температуры и гамма-поля
непосредственно в призабойной зоне скважины. Все остальные скважины
(наблюдательные) обсажены трубами с фильтровыми колоннами из нержавею­
щей стали. После выполнения предусмотренной программы наблюдений и конт­
роля их ликвидируют.
На опытном участке используют различные виды контроля. При гидрогеологи­
ческом и гидрохимическом контроле периодически или непрерывно измеряют
уровень воды и давление в скважинах а-2—я-9, также периодически отбирают
пробы пластовой жидкости из контрольных скважин для химического и радиохи­
мического анализов. При технологическом контроле (на насосной станции) пре­
дусматриваются непрерывное измерение расходов химических реагентов, отходов
и продавочной жидкости, измерение удельной активности и температуры отходов,
поступающих на захоронение, и содержания взвешенных веществ. При техноло­
гическом и промыслово-геофизическом контроле в призабойной зоне скважины Н
измеряют расходы (дублирование данных по насосной станции), температуру и
гамма-поле, количество и состав газов, выделяющихся из скважины Я, а также
отбирают пробы для химического и радиохимического анализов. При промыс­
лово-геофизическом контроле (по скважинам а-1—а-9) предусматривается гаммаи термокаротаж по стволу скважин.
Опытное захоронение высокоактивных жидких отходов было проведено в два
этапа. При этом было удалено 450 и 1050 м отходов (7,5 и 53 млн Ки). Интенсив­
ность нагнетания составляла 20—35 м /ч, давление не превышало 1,2—1,4 МПа.
После первого этапа наблюдался небольшой подъем температуры до 36—40 °С
364

I
0

I
1

I
2

I
3

Период наблюдения, годы
Рис. 13.7. Изменение температуры ВАО в горизонте / (89]:
/ — наблюдаемая температура; 2 — расчетная температура

(рис. 13.7). После второго этапа закачки ВАО в скважину в течение года рост тем­
пературы соответствовал расчетным данным; температура постепенно стабилизи­
ровалась на уровне 120 °С (температура кипения в пласте 253 °С). При периодиз
~
ческих охлаждениях за счет подачи в скважину 7—10 м воды с температурой
15—20 °С стабилизировалась температура в горизонте захоронения.
Данные результаты в основном нашли подтверждение в исследовании авторов
[111], целью которого был расчет температурного поля в пласте-хранилище ЖРО
для условий многоэтапного удаления отходов. В вычислительных экспериментах
и модельных расчетах по программам НЕАТ1 и HEAT-Cyl авторы [111] использо­
вали реальные параметры захоронения ЖРО, согласно которым было выполнено
11 этапов их удаления. Учитывалось, что после завершения закачки ЖРО в сква­
жину для охлаждения прифильтровой зоны периодически подавали воду. Было
выяснено, что максимальная температура в пласте-хранилище и время ее дости­
жения на /-м этапе не зависят от предыдущих закачек ЖРО, а определяются
только энерговыделением, обусловленным i-й закачкой.
На рис. 13.8 представлены расчетные зависимости от времени температуры в
нагнетательной (кривые 7), наблюдательной, расположенной на расстоянии 50 м
от нагнетательной (кривые 3) скважинах, а также максимальной температуры в
пласте (кривые 2) для 11-этапного удаления ЖРО. Из рисунка видно, что начало
каждой (кроме первой) закачки ЖРО в пласт характеризуется резким снижением
температуры в нагнетательной скважине (кривая 1 на рис. 13.8, а). Аналогичный
эффект наблюдается при закачке в нагнетательную скважину холодной воды
после окончания закачки ЖРО (кривая 1 на рис. 13.8, б). Эффект обусловлен захолаживанием пласта. После окончания закачки ЖРО или воды температура в сква­
жине начинает быстро повышаться. Ее рост продолжается вплоть до очередной
закачки ЖРО или воды. Этот рост тем значительнее, чем больше промежуток вре­
мени между закачками.
Следует отменить, что как в период активной эксплуатации скважины (т <
< 15,4 года), так и после окончания удаления отходов резкие скачки температуры
при вводе в скважину холодных растворов наблюдаются только в нагнетательной
скважине. В то же время максимальная температура в пласте fmax (кривая 2 на
рис. 13.8, б) не испытывает резких колебаний. Если в пласт вводятся холодные
растворы или вода, то максимальная температура оказывается значительно
365

б)
Рис. 13.8. Зависимости от времени температуры в нагнетательной (2) и наблюдательной (5) сква­
жинах, а также максимальной температуры в пласте (2) без закачки (а) и с закачкой (б) охлажда­
ющей воды в нагнетательную скважину

больше температуры в нагнетательной скважине вследствие перемещения энерговыделяющего слоя в глубину пласта. После того как охлаждение прекращается,
температура выравнивается и точка расположения максимальной температуры
смещается в сторону нагнетательной скважины. При этом ее значение определя­
ется в большой степени энерговыделением отходов, удаленных на последнем по
времени этапе захоронения. Можно сделать вывод, что измерения температуры в
нагнетательной скважине могут служить объективным критерием теплового
состояния пласта только в том случае, если на скважине не проводится какихлибо технологических операций. При активной эксплуатации скважины темпера­
тура в прифильтровой зоне определяется характером технологических операций и
может быть произвольно изменена.
Приведенные на рис. 13.8 две серии временных температурных зависимостей
позволяют сравнить два режима захоронения: когда на скважине после окончания
захоронения никаких технологических операций не проводится (см. рис. 13.8, а) и
когда в течение 10 лет в нее подаются холодные растворы в количестве 1500 м3
ежегодно (см. рис. 13.8, б). Следовательно, технологический прием, состоящий в
подаче в скважину холодной воды, позволяет снизить максимальную температуру
366

Глу­ Гори­
бина, зонт
м
330

Гамма-каротаж, 107 усл.ед.
2 8 14
1+ I

I

2,5
5,0
7,5
10
I I I I I I

Термокаротаж,°С
30

60
I

90

370

410

450

Рис. 13.9. Результаты контроля параметров высокоактивных отходов в нагнетательной скважине [89]:
1 — параметры начала эксплуатации; 2 — параметры третьего года эксплуатации

в пласте. Расчетные оценки показали, что даже теоретически верхний предел тем­
пературы в пласте в течение расчетных 50 лет будет ниже температуры кипения
воды при гидростатическом давлении на глубине пласта, что гарантирует безопас­
ность захоронения ЖРО.
Результаты систематического контроля за изменением гамма-полей и термока­
ротаж по стволу нагревательной скважины (рис. 13.9), согласно данным [89], сви­
детельствуют о локализации отходов в пределах пласта-коллектора, что подтвер­
дили результаты наблюдений по скважинам а-1—а-3 (см. рис. 13.5).
По данным контрольных измерений и отбора проб из всех наблюдательных
скважин миграция радионуклидов по пласту-коллектору ограничена. Признаков
проникновения ЖРО высокой активности за пределы пласта или по затрубному
пространству не отмечалось.
При наблюдениях установлено первое газовыделение через 11 мес после
начала закачки. К началу второго этапа закачки ВАО объем выделяющихся газов
при нормальных условиях составил 0,06 м /сут. Для сброса газа была предусмот­
рена система с редуктором и фильтром аэрозолей. Рост объема выделяющегося
газа отмечен^после второго этапа (до 0,4 м /сут). Однако постепенно произошла
стабилизация процесса на уровне 0,1— 0,15 м /сут, что почти вдвое ниже прогно­
зированного. Состав газа следующий: азот 90—99 %, водород менее 0,2 %;
остальное — кислород, оксиды азота, углекислый газ. Газовыделение является
следствием радиолиза; газы неактивны.
367

Таблица 13.5. Усредненный состав ЖРО, удаляемых в глубинные хранилища полигона «Северный»
Высокоактивные ЖРО,
Бк/л (Ки/л)

Среднеактивные ЖРО,
Бк/л (Ки/л)

Низкоактивные ЖРО,
Бк/л (Ки/л)

»Ъ

1,1-Ю 1 0 (0,3)

(0,37-1,48) МО 10

1,5 • 10 5 (4 • 10"6)

ы

2,8 • 1011 (7,5)

3,7-10 9 (0,1)

3,7-10 4 (10" 6 )

3,7- 10 10 (1,0)

3,7-10 4 (10~ 6 )

3 , 7 - 1 0 4 (10"6)

(7,4ч-11,1)-Ю 1 0 (2—3)

1,8-10 7 (5-10^)

1,1 • 10 5 (3 - 10 - 6 )

170*

—

—

Радионуклиды

Се

,06

90

Ru

Sr

(0,1-0,4)

Трансурановые
радионуклиды:
241

АШ

237

Np

400*

—

—

239

Pu

100—500*

10—30*

Менее 1*

232Th

200—300*

—

—

Примечание. Удельные активности, отмеченные звездочкой, измеряются в микрограммах на литр.

Таким образом, результаты опытного глубинного захоронения высокоактивных
жидких отходов при закачке в скважины и наблюдений за состоянием пласта-кол­
лектора и узлов сооружений подтвердили техническую возможность и вероятную
достаточную радиационную безопасность этого способа удаления отходов удель­
ной активностью до 25 Ки/л [89].
Приведенные данные подтверждаются опытом работы полигона «Северный».
Состав ЖРО, закачиваемых в скважины полигона, приведен в табл. 13.5.
В состав подземного хранилища технологических отходов полигона «Север­
ный» входят восемь нагнетательных, 8 разгрузочных и 54 наблюдательные сква­
жины, а в состав подземного хранилища низкоактивных отходов этого полигона —
четыре нагнетательные, четыре разгрузочные и 37 наблюдательных скважин.
Всего на полигоне «Северный» начиная с 1962 г. в геологические пласты удалено
свыше 4 млн м ЖРО суммарной активностью около 700 млн Ки.
Ввиду гидравлической изолированности полигона нагнетание технологических
растворов возможно только при одновременной откачке эквивалентного объема
пластовой воды из разгрузочных скважин. Захоронение низкоактивных ЖРО осу­
ществляется в геологические пласты на глубине 180—280 м, а средне- и высоко­
активных ЖРО — в пласты с глубиной залегания 355—500 м.
Жидкие радиоактивные отходы подаются на полигон «Северный» по подзем­
ному трубопроводу, уложенному в герметизированные железобетонные лотки.
Герметичность трубопровода контролируется регулярными контрольными измере­
ниями гамма- и бета-фона по трассе трубопровода. Как утверждают специалисты
Росатома, глубинное контролируемое захоронение жидких радиоактивных отхо­
дов на полигоне «Северный» позволило надежно изолировать от среды непо­
средственного обитания значительную часть образовавшихся отходов, избежать
строительства потенциально опасных поверхностных хранилищ и бассейнов и
368

обеспечить удовлетворительное радиационное состояние прилегающей к про­
мышленным объектам территории. Результаты многолетних наблюдений за мигра­
цией ЖРО и отдельных их компонентов в подземных хранилищах могут быть
использованы для обоснования надежности и проектирования подземных храни­
лищ отвержденных радиоактивных отходов.
Глубинное захоронение ЖРО практикуется в широких масштабах на Сибир­
ском химическом комбинате. Принцип захоронения аналогичен вышеприведенным. С 1963 г. выполнена закачка в скважины более 500 млн м ЖРО суммарной
активностью около 2 млрд Ки.
Существуют проектные разработки глубинного захоронения ЖРО производ­
ственного объединения «Маяк». Планируется глубинная закачка промышленных
химических отходов и дебалансных тритиевых вод на Калининской АЭС. Актив­
ность трития в дебалансных водах составит около 5 "(10 -ПО ) Бк/л; объемный
расход этих вод — до 200 м /сут. Планируемое время эксплуатации хранилища —
до 50 лет.
В ядерном центре Ок-Риджа (США) практиковалось нагнетание ЖРО в сква­
жины вместе с раствором бетона, в результате чего в подземном хранилище нахо­
дился твердый монолит. Миграция радионуклидов могла иметь место лишь в
результате выщелачивания их из бетона водами геологических пластов. В даль­
нейшем метод закачки ЖРО в скважины не получил в США развития и работы
были прекращены.
В табл. 13.6 приведены характеристики объектов глубинного захоронения ЖРО.
Реально из всех стран мирового сообщества, развивающих ядерную энерге­
тику, метод глубинного захоронения ЖРО закачкой в скважины применяется
только в России. Накоплен значительный опыт такого рода захоронения, однако
существует ряд проблем, требующих дополнительных исследований. Так, не
получила однозначного решения задача надежного определения возможной взаи­
мосвязи горизонтов закачки ЖРО по вертикали; требуется организация периоди­
ческих геоморфологических, гидрогеологических и инженерно-геологических
исследований площадок захоронения, так как в районах полигонов захоронения
фиксируются кратковременные повышения уровня микросейсмического фона;
скорость миграции ЖРО в глубинных слоях конкретных полигонов требует уточ­
нения, учитывая, например, такое обстоятельство, что на полигоне «Северный»
скорость движения фильтрата по одному из горизонтов достигла 250 м/год, а по
второму горизонту — 350 м/год, что превышает расчетные значения.
В целом считается, что глубинное захоронение ЖРО в подземные горизонты
является достаточно надежным и безопасным [89]. В качестве примера авторы
[89] приводят факт обнаружения в глубинных пластах Московской области мор­
ской воды с высокой концентрацией солей, хотя моря в этом регионе нет уже мил­
лионы лет. О надежности подземного захоронения ЖРО свидетельствует и опыт
использования естественных подземных хранилищ природного газа. Кроме того,
разведкой нефти, например, было установлено, что в районе Поволжья находится
мощный водоносный горизонт, надежно изолированный водонепроницаемыми
глинистыми породами как сверху, так и снизу на протяжении тысяч километров.
Исследованию вопросов безопасности глубинной закачки ЖРО в скважины
был посвящен ряд проектов, выполненных российскими и зарубежными специа­
листами. Так, фирмы АЕА Technology (Великобритания) и GAG (Германия) сов369

Таблица 13.6. Характеристики объектов захоронения жидких радиоактивных отходов
в глубокие геологические формации
Объект

Объем захоронен­
ных ЖРО, %

Стадия работ

Результат (причина)

Трещиноватые
скальные

Эксплуатация
прекращена

Отрицательный
(в связи со значитель­
ной миграцией радио­
нуклидов)

0

Закарстованные
известняки, не
изолированные
глиной

Проект

Отрицательный
(в связи со значитель­
ной миграцией радио­
нуклидов)

0

Песчано-глинистые

Проект

Положительный

Ядерный центр
Ок-Риджа

Производствен­
ное объединение
«Маяк»

Тип вмещающих
пород

Сибирский хими­
ческий комбинат

78,2

Песчаные коллек­
торы и глинистые
водоупоры

Эксплуатация

Положительный

Горно-химиче­
ский комбинат
(полигон «Север­
ный»)

17,2

Песчаные коллек­
торы и глинистые
водоупоры

Эксплуатация,
проект

Положительный

НИИАР (г. Димитровград)

3,3

Карбонатные
отложения

Эксплуатация

Положительный

1,3

Слои известковых
песчаников высо­
кой проницае­
мости

Эксплуатация

Отрицательный
(в связи с миграцией
радионуклидов по
высокопроводящему
слою известковых
песчаников)

Рыхлые пески и
слабоцементированные песчаники

Проект

Калининская АЭС

Положительный

местно с НИИАР и ВНИПИпромтехнологии провели оценку безопасности поли­
гона в г. Димитровграде. Этот проект назывался «Исследование и моделирование
миграции радионуклидов и возможных радиологических последствий глубинного
захоронения жидких РАО». Исследования безопасности захоронения Сибирского
химического комбината и полигона «Северный» выполнялись при участии двух
немецких (С&Е Consulting and Engineering и Stotler Ingenieurtechnik GmbH) и
одной бельгийской (SCK/CEN) фирм. Кроме того, исследованию захоронения
ЖРО Сибирского химического комбината посвящена работа «Оценка воздействия
захоронения жидких РАО Горно-химического комбината». Исследование выполня­
лось Международным институтом прикладного и системного анализа (IASSA)
совместно с отраслевыми (ВНИПИпромтехнологии и Горно-химическим комби­
натом) и академическими институтами Академии наук РФ.
При участии ученых США (Sandia National Laboratories) осуществлялись
проекты «Разработка геофильтрационной и геомиграционной моделей захороне­
ния жидких РАО в районе глубокого хранилища Сибирского химического ком­
бината» и «Разработка компьютерной модели геологического строения и
370

гидрогеологических условий глубоких хранилищ жидких РАО СХК» (исполни­
телями последнего являлись американская фирма PNL и российские «Гидроспецгеология», ВНИПИпромтехнологии и Сибирский химический комбинат).
Выполненные в составе международных проектов оценки подтвердили доста­
точный уровень безопасности захоронения жидких РАО на всех трех полигонах.
Специалисты убедились в правильности теоретического обоснования метода,
надежности прогнозов безопасности, выдвинутых российскими специалистами
при проектировании полигонов, экологической безопасности продолжения экс­
плуатации и последующей консервации полигонов. Они также сделали вывод о
возможности, в случае необходимости, организации новых полигонов по закачке
ЖРО в глубинные изолированные геологические пласты.
По апелляциям экологических организаций, требовавших вывода из эксплуата­
ции существующих полигонов глубинной закачки ЖРО, состоялся ряд судебных
заседаний. В 2003 г. Верховный суд РФ признал законными решения Госатомнад­
зора РФ о глубинном захоронении ЖРО. Однако, по-видимому, полигоны глубин­
ной закачки ЖРО в недалеком будущем будут выведены из эксплуатации (принци­
пиальные решения об этом уже существуют [92]).
13.7. Сброс радиоактивных отходов в водоемы
Наряду с закачкой ЖРО в глубинные геологические слои существует практика
сброса ЖРО непосредственно в открытые бассейны и водоемы. Так, в Теченском
каскаде водоемов накоплены долгоживущие радионуклиды, в том числе и актино­
иды, активностью свыше 3,1 • 10 Ки. Пойма и донные отложения реки Теча, водо­
емов и озера Карачай рассматриваются как слой радиоактивных отходов. Загряз­
нены и подземные грунтовые воды в районах реки, водоемов и озера. Таким
образом, эти объекты представляют собой потенциальную опасность для био­
сферы, так как в случае прорыва плотин возможно разовое масштабное поступле­
ние в речную систему региона загрязненных радионуклидами вод и донных отло9

3

жений в объеме до 2 • 10 м .
Первоочередными работами, без выполнения которых невозможно обеспечить
предотвращение риска возможных аварий, угрожающих радиационной безопас­
ности населения в регионе, являются:
1) полное закрытие акваторий озера Карачай и реки Теча для сброса жидких
радиоактивных отходов производства;
2) организация отверждения жидких среднеактивных отходов производства;
3) перевод жидких высокоактивных отходов производства в твердое состояние
методом остекловывания;
4) организация площадок временного хранения отвержденных РАО;
5) ликвидация загрязненных технологических зданий;
6) прекращение сбросов ЖРО, стабилизация и снижение уровня вод в Течен­
ском каскаде водоемов;
7) локализация загрязненных подземных вод в поймах реки Теча и озера Карачай;
8) переработка донных отложений.
Очевидно, что повышенную опасность представляют собой актиноиды в слое
донных отложений водоемов-хранилищ. Донные отложения с актиноидами могут
определять радиотоксичность водоемов в течение сотен тысяч лет. Поэтому
371

основной задачей при выводе из эксплуатации открытых водоемов-хранилищ
является переработка донных отложений в целях надежной локализации как акти­
ноидов, так и других радионуклидов.
В принципе растворение иловой фракции водоемов-хранилищ возможно с при­
менением смеси HN0 3 с HF при нагревании [97]. Однако объем донных отложе­
ний чрезвычайно велик и применение данной методики проблематично. Известны
также методы фиксации осадков на месте залегания, однако отверждение боль­
шого объема в полевых условиях (равномерное распределение связывающего реа­
гента во всем объеме ила) и изоляция отвержденных материалов от поверхност­
ных и грунтовых вод представляют серьезные технические проблемы. Кроме того,
в условиях «вечного» хранения такой метод не может обеспечить надежную
защиту, так как при проницаемости 10 см /с (обычные значения для гидроизоли­
рующей глины без учета сорбции-десорбции радионуклидов) метровый защитный
слой глины может быть пройден примерно за 100 лет, что неприемлемо при захо­
ронении актиноидов. С учетом этого наиболее реальным способом локализации
радиоактивного ила представляется его концентрирование, извлечение, перера­
ботка (в целях надежной фиксации радионуклидов и актиноидов) и последующее
захоронение.
На начальной стадии необходимо максимально снизить объем отходов, содер­
жащих актиноиды, что может быть осуществлено при реализации процессов клас­
сификации, сгущения и обезвоживания ила. За счет регулирования гидрофобных
взаимодействий в системе существует возможность управлять свойствами как
отдельных компонентов, так и иловой суспензии в целом при воздействии на каж­
дый компонент. С этой целью могут быть использованы водорастворимые и
нерастворимые в воде поверхностно-активные вещества: мономерные, полимер­
ные флокулянты или полиэлектролитные комплексы.
Ил водоемов-хранилищ радиоактивных отходов представляет собой обводнен­
ную суспензию влажностью 98—99 %. Твердая фаза состоит преимущественно из
гидроксидов алюминия, железа, никеля, диоксида марганца [около 40 % (по
массе)] и супесчаного грунта (около 60 %); рН водной фазы составляет 9—9,2.
Флокуляция (коагуляция взвесей) ила необходима для интенсификации освет­
ления и концентрирования его коллоидных взвесей, содержащих радионуклиды и
актиноиды. Изучение промышленных флокулянтов показало высокую эффектив­
ность полиакриламида (табл. 13.7).
Как следует из данных табл. 13.7, скорость осаждения суспензии существенно
увеличивается при введении полиакриламида. Гидролизованный полиакриламид
действует менее эффективно, для него характерны образование более крупных
флокул осадка и более высокие объемы отстоянной пульпы. При концентрации
твердого флокулянта 4 мг/г достигается оптимальная скорость осаждения суспен­
зии. При использовании полиакриламида и гидролизованного полиакриламида
наблюдается эффективное флокулирование коллоидных фракций ила.
Флотация позволяет как сгустить ил, так и выделить растворенные формы акти­
ноидов. Высокоэффективными реагентами при флотационном отделении раствори­
мых актиноидов являются алкил- и диалкилфосфорные кислоты (лаурилфосфорная,
техническая ди-2-этилгексилфосфорная, моноизооктилметилфосфоновая). В качестве
флотореагентов могут быть использованы промышленное техническое мыло и
карбоновые кислоты.
372

Таблица 13.7. Зависимость скорости осаждения v и удельной площади поверхности сгущения
ила 5 от концентрации полиакриламида [96]
Полиакриламид

Гидролизованный полиакриламид

Концентра­
ция С, мг/г

мм/мин

5, М 2 /(КГ/Ч)

Удельный
объем
пульпы, %

0

1,17

49,1

23

0,13

2,2

25,3

26

0,2

1,2

47,7

1,3

9,58

5,6

31

1,3

1,94

39,1

39

2,0

15,0

3,8

29

2,0

3,46

16,1

41

4,0

23,9

2,2

28

4,0

3,7

15,2

42

12

24,9

2,1

27

12,0

3,88

14,4

36

У,

Концентра­
ция С, мг/г

мм/мин

s, м /(кг/ч)

Удельный
объем
пульпы, %

0

1,2

49,1

23
30

Примечание, v = Я/т; 5 = т/(ЯС), где Я — высота осветленного слоя; т — продолжительность отстаива­
ния; С — концентрация твердой фазы в исходной пульпе.

Наиболее высокая степень очистки ила от актиноидов (более 99,9 %) наблюда­
ется при использовании длинноцепочечных карбоновых кислот. Гидроксидная
фракция ила эффективно флотируется при рН = 7-5-9,5. Расход флотореагентов
составляет около 0,5—1 г на 1 л перерабатываемого ила. В процессе флотации
наблюдается концентрирование щелочно-земельных элементов в пенном про90

дукте, что дает возможность использовать этот метод для выделения Sr. Опти­
мальная концентрация полиакриламида при фильтрации сгущенного ила состав­
ляет около 8 мг/л [96].
Обезвоженный иловый концентрат представляет собой вязкую массу, транс­
портировка которой из аппарата в аппарат сложна. Для удобства обращения,
транспортировки и хранения, минимизации пылеобразования при сушке и обжиге
ил целесообразно гранулировать. Гранулирование сгущенного ила может быть
выполнено: 1) смешиванием ила с наполнителем (шихтой), увеличивающим вяз­
кость смеси, корректирующим химический состав для надежной иммобилизации
актиноидов при последующем отверждении; 2) гидрогранулированием флокулированного осадка гидроксидов; 3) смешиванием с полимеризуемым реагентом, после­
дующим формированием гранул и отверждением.
Гидроксиды и основные соли металлов, содержащиеся в иле, представляют
собой объемные сильно обводненные дисперсные системы. Существует возмож­
ность гидрогранулирования осадка. Процесс гранулирования может включать в
себя следующие стадии: дозирование флокулянта при интенсивном перемешива­
нии; медленное перемешивание полученной суспензии в течение 15 мин при
одновременной корректировке рН раствора для формирования гранул; отделение
гранул на сетке из нержавеющей стали с размером ячеек 0,1 мм; промывку
и сушку гранул при 80—100 °С. В результате получаются гранулы размером 1—3 мм
и влажностью 80—85 %. При прокаливании гранул при 200—600 °С формиру­
ются прочные минеральные композиции, включающие в себя (локализующие)
радионуклиды. Гранулированные порошки могут быть направлены на хранение
или дальнейшую переработку. При введении шихты специального состава могут
быть получены стеклоподобные материалы.
373

Оборудование, которое можно применять для переработки радиоактивного ила,
должно обеспечивать модульный принцип ремонта (замена узлов в целом с пос­
ледующим их захоронением), исключение ручных операций и дистанционное
управление работой.
Основными критериями, в соответствии с которыми определяется способ обра­
щения с илом водоемов — хранилищ отходов, содержащих актиноиды, являются
результаты сопоставления эффективности и стоимости различных методов пере­
работки ила и прилегающего грунта для надежного захоронения актиноидов.
Целесообразной представляется переработка ила на месте для надежного отверж­
дения и захоронения.
В результате проведения цикла научно-исследовательских работ показана воз­
можность компактирования суспензий, моделирующих ил водоемов-хранилищ, в
гранулированный продукт, объем которого в 15—20 раз меньше объема ила [96].
Процесс может быть реализован при различных методах сгущения и предвари­
тельной фиксации радиоактивных гидроксидных суспензий в виде гранулирован­
ных гидроксидов и оксидов.
Для отверждения ила могут быть также использованы методы битумирования,
цементирования или остекловывания. Для минимизации пылеуноса в процессе
переработки ила целесообразно его гранулирование. Полученные гранулы могут
быть направлены на переработку для концентрирования трансурановых элементов
или прокалку и плавку с получением минералоподобных материалов [96].
Очевидно, что вывод из эксплуатации водоемов-хранилищ представляет собой
масштабную задачу, призванную обеспечить радиационную безопасность населе­
ния и биосферы.
Кроме сброса РАО в открытые водоемы существовала практика сброса контей­
неров с низкоактивными и среднеактивными РАО на дно морей и океанов. Соеди­
ненные Штаты захоранивали контейнеры в Тихом океане, Великобритания — в
Атлантическом океане, СССР — в Баренцевом море. Однако в 70-е годы прошлого
века такая практика была прекращена, так как опыт показал, что металлические
контейнеры сохраняли герметичность в агрессивной морской воде примерно 15 лет,
а железобетонные — около 25 лет. Во фьордах Баренцева моря подобные контей­
неры также потеряли герметичность. Следует отметить, что отдельные ядерные
реакторы были захоронены на дне Баренцева моря целиком. Предварительно они
были залиты свинцом и пластмассой. Расчеты показывали, что в морской воде
данное локализующее покрытие захороненных реакторов должно было сохранить
герметичность в течение примерно 500 лет. Однако уже через 25 лет в морской
воде были зафиксированы следы радионуклидов. Очевидно, что подобная прак­
тика захоронения РАО не должна иметь место.

13.8. Приповерхностное захоронение твердых
радиоактивных отходов
В расчете на один современный ядерный энергоблок в год образуются сотни
кубических метров твердых (и отвержденных) радиоактивных отходов. Техническая
политика в области обращения с радиоактивными отходами согласно положениям
МАГАТЭ основывается на реализации концепции захоронения отходов в геологи­
ческие формации — глубокие или приповерхностные сооружения-могильники.
374

Приповерхностные могильники более доступны, просты в реализации и эконо­
мичны по сравнению с глубокими подземными сооружениями. Однако небольшая
глубина их расположения и близость зоны захоронения отходов к сфере деятель­
ности человека делают этот способ более уязвимым в отношении безопасности
захоронения высокоактивных отходов и отходов, содержащих трансурановые
радионуклиды [94].
В основе инженерно-технических решений приповерхностного захоронения
лежит многобарьерная концепция безопасности. Считается, что приповерхност­
ные могильники с обоснованной системой защитных барьеров способны обеспе­
чить безопасную изоляцию РАО в течение не более нескольких сотен лет, так как
предположительно работоспособность элементов их конструкции (в том числе
инженерных защитных барьеров) можно прогнозировать на срок не выше
нескольких сотен лет. Это не позволяет использовать приповерхностное захороне­
ние для всех категорий РАО. Такой подход отвечает рекомендациям МАГАТЭ,
предлагающего классифицировать РАО для определения способа захоронения на
пять категорий, из которых отходы категорий 1—3 должны захораниваться только
в глубокие геологические формации, а отходы категорий 4 и 5, т.е. средне- и низ­
коактивные, содержащие короткоживущие радионуклиды с Г1/2 до 30 лет и незна­
чительные количества альфа-излучателей (а в отдельных случаях отходы катего­
рии 3 при условии организации дополнительных специальных барьеров),
допускается захоранивать в приповерхностные могильники. Конкретных значений
удельной активности МАГАТЭ не устанавливает, а рекомендует принять их на
национальном уровне [93]. В ряде стран, где приповерхностный способ захороне­
ния принят к реализации как основной промышленный способ захоронении РАО
среднего и низкого уровней активности, используются классификации отходов в
соответствии с конкретными ограничительными уровнями удельной активности
радионуклидов с выделением категорий отходов, которые разрешается направлять
на приповерхностное захоронение. Считается допустимым захоранивать припо­
верхностным способом низко- и среднеактивные отходы, радионуклидный состав
которых характеризуется короткоживущими продуктами деления и активации
(бета- и альфа-излучатели с периодом полураспада не более 30 лет) при строго
лимитированном содержании долгоживущих радионуклидов, и в особенности
альфа-излучателей трансурановых элементов [94].
При внедрении многобарьерной системы защиты в конкретные проекты припо­
верхностных могильников с обоснованием безопасности, достигаемой принятыми
инженерно-техническими решениями, а также при формировании санитарных
норм и правил проектирования полигонов захоронения РАО, учитывающих вре­
менную специфику этого процесса, необходимы опытные данные. Для каждого
района предполагаемого создания могильника необходимо выполнение:
1) геолого-гидрогеологических изысканий в районах предполагаемого разме­
щения сооружения;
2) физико-химических исследований свойств захораниваемых отходов, матери­
алов отдельных элементов строительной конструкции сооружений, пород окружа­
ющего массива для получения характеристик их удерживающей способности и
прогнозирования поведения системы на длительном отрезке времени, для разра­
ботки требований к устойчивости отходов (выщелачиваемое™, деструкции и пр.)
и удерживающей способности к продуктам разложения;
375

3) научно-технического обоснования системы защитных барьеров (на основе
специально разрабатываемых методик оценки безопасности), в том числе разра­
ботки основных структурных элементов системы, а также требований к отдельным
элементам конструкции сооружения, ответственным за безопасность захоронения,
определения геометрических, физико-химических и других характеристик защит­
ных барьеров;
4) опытной проверки элементов конструкций могильников, выбранных мате­
риалов, оборудования.
Существующее многолетнее приповерхностное складирование отходов отно­
сят к временному хранению, считая более перспективной ориентацию на оконча­
тельное захоронение. Из современных требований безопасности применительно к
приповерхностному способу захоронения основными являются:
1) наличие таких геолого-гидрогеологических условий (тип и физико-химиче­
ские свойства породы, уровень расположения грунтовых вод, удаленность от источ­
ников водопотребления), которые в сочетании с системой защитных инженерных
барьеров обеспечат в совокупности безопасное захоронение в течение всего вре­
мени сохранения отходами потенциальной опасности (возможно, сотни лет);
2) сохранение работоспособности всех элементов конструкции сооружения в
течение всего срока изоляции отходов;
3) обеспечение безопасного захоронения такими мерами, которые позволили
бы отказаться от длительного эксплуатационного обслуживания и контроля в послеконсервационный период;
4) сохранение радиационной безопасности в нормальных условиях функциони­
рования сооружения, при различных аварийных ситуациях и при непреднамерен­
ном вторжении человека. Перечень аварийных ситуаций должен быть регламенти­
рован соответствующими нормативами, принятыми на национальном уровне.
Проводимые с учетом этих и других требований безопасности инженерно-тех­
нические разработки направлены на создание унифицированной модульной еди­
ницы сооружения для захоронения низко- и среднеактивных отвержденных и
твердых РАО (групп I и II). Принято, что отходы должны быть упакованы в желе­
зобетонные защитные контейнеры нескольких типоразмеров, предназначенные
для транспортировки и захоронения РАО, или в 200-литровые бочки (без биологи­
ческой защиты), в которых РАО будут захораниваться, а для их транспортировки
предусматриваются специальные транспортные контейнеры.
Для приповерхностного захоронения ТРО можно применять модули двух
типов: 1) слабозаглубленные траншеи (рис. 13.10, а) для средне- и низкоактивных
отходов; 2) наземные сооружения курганного типа (рис. 13.10, б) для низкоактив­
ных отходов. Основными элементами конструкции единичного модуля являются:
внутренняя полость могильника, которая представляет собой крупногабарит­
ные железобетонные отсеки, железобетонный массив с ячейками (для бочек) или
другие помещения, располагающиеся на железобетонном основании, сооружае­
мом на подстилающем экране и предназначенном для выравнивания статических
и динамических (аварийных) нагрузок элементов нижнего экрана. Система кон­
тейнеров, размещаемых в могильнике, в совокупности должна противостоять раз­
личным сдвиговым нагрузкам, для чего предусматривается их послойное скрепле­
ние бетоном при установке;
376

б)
Рис. 13.10. Модули могильников приповерхностного типа:
а — могильник траншейного типа; б — могильник курганного типа; 1 — барьеры покрывающего
экрана; 2 — упаковки TPO; 3 — основание; 4 — барьеры подстилающего экрана; 5 — дренажная
система

система барьеров подстилающего экрана, которая должна противодействовать
миграции выщелачиваемых из отходов радионуклидов и их выходу в окружаю­
щую среду, обеспечивая в течение всего необходимого срока изоляции отходов
установленный уровень дозовых нагрузок, принятый для стадии захоронения. В
зависимости от свойств вмещающей породы проработаны следующие решения
подстилающего экрана:
а) для малопроницаемой породы (глина, суглинок): при достаточной изолиру­
ющей способности она может служить естественным барьером, обеспечивающим
безопасность захоронения, и это должно быть обосновано при оценке безопас­
ности с учетом конкретных геолого-гидрогеологических условий. При необходи­
мости усиления защитных функций естественного барьера создается дополни­
тельный инженерный барьер, для чего на подготовленном, выровненном и
уплотненном естественном основании и боковых сторонах внутренней полости
могильника выполняется многослойный защитный экран, основным элементом
которого служит противофильтрационный барьер, имеющий высокую сорбционную способность, например гидролизующий экран из специально подобранной и
уплотненной глины. Толщина и фильтрационно-сорбционные параметры искус­
ственного экрана рассчитываются исходя из характеристики отходов по специаль­
ным программам;
377

б) для высокопроницаемой породы (пески), характеризующейся хорошей дрени­
рующей способностью, предусматривается противомиграционный экран, соору­
жаемый из смеси песка с кристаллическим природным сорбентом, например
клиноптилолитом. Геометрические и другие характеристики экрана также опре­
деляются при оценке безопасности в зависимости от удельной активности и
радионуклидного состава отходов;
система барьеров покрывающего экрана. Основной функцией этой системы
является предотвращение поступления в зону захоронения инфильтруемых атмос­
ферных осадков и других поверхностных вод, непреднамеренного вторжения
человека, а также предохранение ее основных элементов от ветровой и водяной
эрозии, от проникновения корней растений и животных, обитающих под землей,
от негативных климатических воздействий. Для этого в покрывающем экране пре­
дусматриваются в качестве обязательных четыре элемента независимо от геологогидрогеологической характеристики района захоронения (в направлении снизу
вверх): инфильтрационный барьер; дренажный водоотводящий слой; биобарьер;
грунтовый покров. Необходимо также предусмотреть для будущих поколений
многоуровневую систему маркировки захоронения. Рассчитанные характеристики
отдельных элементов захоронения должны быть проверены экспериментально;
система поддержания покрывающего экрана, к которой предъявляется требо­
вание автономности. Система выполнена из железобетонных плит с самостоятель­
ными опорами. Не исключаются и другие технические решения;
стены сооружения, предназначенные для предотвращения боковой инфильтра­
ции воды в зону захоронения и являющиеся обязательным элементом заглублен­
ной конструкции. В траншейном сооружении стенами служат боковые стороны
нижнего защитного экрана;
система дренирования поступившей в могильник воды, которая функциони­
рует в период строительства и загрузки могильника. Дренажные воды перед сбро­
сом должны контролироваться на наличие радионуклидов, при обнаружении
загрязнений они должны направляться в узел переработки жидких радиоактивных
отходов, образующихся на площадке захоронения.
Разработанные инженерно-технические решения модулей поверхностных
могильников РАО отвечают требованиям безопасности.
Для хранилищ, входящих в ядерные промышленные, энергетические или экспери­
ментальные комплексы, расстояния от населенных пунктов и водоемов определя­
ются в целом по нормам, установленным санитарными правилами, но не ближе
100 м к основным производственным и административным зданиям. Участок рас­
положения хранилища должен находиться в стороне от водозаборов, используе­
мых для водоснабжения, или ниже по потоку грунтовых вод. Безопасными счита­
ются расстояния не менее 50 м от водопроводных магистралей и не менее 500 м
от открытых водоемов до участка расположения хранилищ [102].
Перед началом строительства необходимо детальное исследование грунтовых
вод: определение изменения уровня их в различные времена года, химического
состава грунтовых вод, наличия в них радиоизотопов, а также скорости и направ­
ления движения грунтовых вод [103].
Важными аспектами в гидрогеологическом отношении являются наличие, мес­
торождение и движение водных масс, свойства природных материалов в зоне
захоронения и нижележащих пластов, а также протекание процессов, способных
378

разрушить данный участок, создать доступ воды к отходам или каким-то образом
способствовать попаданию их в среду обитания человека [99].
Кроме гидрогеологических факторов при выборе места для хранилищ РАО
учитываются экологические показатели, характер землепользования, статус тер­
ритории и социально-экономические характеристики.
Проблемой для приповерхностных хранилищ радиоактивных отходов является
наличие грунтовых вод, поэтому максимальное внимание должно уделяться их
гидроизоляции. Уровень грунтовых вод должен располагаются ниже основания
хранилища (под основанием хранилища должно находиться не менее 1,5 м сухого
грунта). При выборе места для хранилища необходимо учитывать, что наиболее
благоприятными являются осадочные породы (глина или суглинок) [98], которые
создают дополнительную гидроизоляцию. Кроме того, необходимо принимать во
внимание вероятность осадки здания хранилища и появления трещин. Следова­
тельно, хранилище необходимо строить на плотном тяжелом грунте и надежном
фундаменте.
Другой способ распространения радионуклидов возможен вместе с радиоак­
тивными газами. Для предотвращения появления этих газов необходимо ограни­
чить захоронение газовыделяющих, взрывчатых и огнеопасных материалов [99].
На месте расположения могильника радиоактивных отходов через несколько
лет после его опечатывания могут вырасти деревья, которые своими корнями
могут разрушить имеющиеся барьеры. Для предотвращения этого, а также для
защиты барьеров от живущих в норах животных рекомендуется применять так
называемый биологический барьер, который представляет собой слой гальки тол­
щиной около 1 м [100]. Возможно использование синтетических мембран в качестве
препятствий для инфильтрации воды. Мембраны относительно дешевы и эффек­
тивны. И хотя срок их службы невелик (особенно, если они находятся в неблаго­
приятных по химическим показателям условиях), в качестве дополнительного
барьера на начальный срок службы хранилища, когда активность радионуклидов
еще высока (15—20 лет), применение мембран оправдано.
В период заполнения хранилища радиоактивными отходами возможно попада­
ние внутрь него атмосферных осадков. Поэтому над хранилищем желательно
сооружение переносного шатра (возможно, из волнистой асбофанеры) с металли­
ческим разборным каркасом [101].
Одним из нарушений целостности такого технического барьера, как слой
глины, может стать его растрескивание вследствие высыхания. Поэтому слой
глины должен быть увлажнен. Для этой цели, а также для предупреждения ветро­
вой эрозии поверхность хранилища покрывают слоем дерна.
При необходимости следует техническими средствами компенсировать недо­
статки грунта предполагаемой промплощадки хранилища, который не полностью
удовлетворяет требованиям МАГАТЭ [98, 99].
При определении водопроницаемости грунта конкретной площадки требуются
специальные исследования. Скомпенсировать недостатки грунта можно засыпкой
технической глины в основание фундамента и в промежуток между стеной храни­
лища и скатом его траншеи. Согласно [100] критическим режимом миграции
влаги является движение ее не вниз (в направлении уровня грунтовых вод), а в
сторону и вверх, к поверхности земли. Именно поэтому важна засыпка простран­
ства между стенками хранилища и траншеи.
379

Техническая глина состоит из смеси природных минералов и 5 % сухого бен­
тонита натрия. В качестве гидроизоляции траншеи хранилища эта глина предпоч­
тительнее, чем грунтовая глина, поскольку несущая способность последней может
снизиться уже после захоронения РАО. Кроме глины из природных строительных
материалов в качестве биологического барьера используются крупная галька или
щебень, а также песок (в качестве фильтрующей прослойки) и грунт (в качестве
биологической защиты от гамма-излучения). Стенки и фундамент хранилища
изготавливаются из монолитного железобетона. Применяется бетон марки 200 на
пуццолановом портландцементе [102]. Внутренняя поверхность стен и днище
покрываются торкрет-бетоном (с добавкой алюмината натрия) толщиной 20 мм с
последующей затиркой и тщательным железнением. Общая толщина стены храни­
лища составляет 150—200 мм. Перекрытие его формируется из сборных железо­
бетонных плит. Стыки между плитами заделывают цементным раствором; все
перекрытие дважды промазывают битумом и наносят слой асфальта толщиной
3 см [102]. Асфальт — хороший гидроизолятор, поэтому слоем асфальта покры­
вают и железобетонный фундамент хранилища.
В качестве вспомогательной системы для предотвращения застоя воды в зоне
хранилища необходимо сооружение дренажа в виде открытого или заполненного
крупной галькой стока на поверхности земли. Если же вода все же попала внутрь
хранилища, то существует опасность ее активации. Поэтому необходимо либо
«удержать» воду внутри, либо отвести ее в специальные резервуары для контроля
активности и, если потребуется, для обработки.
Так как все превентивные барьеры со стороны грунтовых вод выполняют роль
и коррективных барьеров, то в случае нарушения данного рода герметичности
нарушается одновременно и общая герметичность хранилища. Вероятность этого
события невелика, так как защитная система хранилища состоит из ряда барьеров
и вероятность случайного разрушения одновременно всех их чрезвычайно мала.
Тем не менее для возможности оценки активности необходимо сооружение дре­
нажной системы с контрольным колодцем и службой дозиметрического контроля.
В качестве конкретного примера рассмотрим принципы сооружения и кон­
структивные особенности приповерхностного хранилища-могильника низко- и
среднеактивных РАО на промплощадке АЭС.
Существует точка зрения, что целесообразно вместо одного большого припо­
верхностного хранилища-могильника сооружать несколько небольших хранилищ,
последовательно заполняемых и опечатываемых. Вместимость каждого из таких
хранилищ ориентировочно составит 200 м , размеры в плане — около 5x15 м,
высота заполняемой емкости — примерно 3 м [102]. Эскиз подобного хранилищамогильника представлен на рис. 13.11.
Глубина заложения могильника зависит от положения верхнего уровня грунто­
вых вод. В целях гидроизоляции в основание траншеи хранилища-могильника
засыпают слой технической глины, предварительно расширив стенки траншеи.
Затем глину уплотняют катком и делают небольшой уклон к дренажной трубе.
Для того чтобы окружить могильник со всех сторон толстым слоем технической
глины, после засыпки ее в основание могильника устанавливается опалубка вдоль
скатов траншеи и утрамбовывается технической глиной. Центральная часть тран­
шеи заполняется гравием вперемежку с песком, и слой выравнивается по уровню.
После этого на гравий укладываются фундаментные блоки, которые скрепляются
380

Рис. 13.11. Конструктивная схема приповерхностного хранилища-могильника:
/ — контейнер-упаковка; 2 — глина; 3 — синтетическая мембрана; 4 — песок; 5 — гравий; б — грунт;
7 — дерн; 8 — дренажный канал

друг с другом. Стенки и днище могильника выполняются из монолитного железо­
бетона; сверху могильник закрывается железобетонными плитами. В период
загрузки могильника плиты сдвинуты в одну сторону, над открытой частью поме­
щается переносной шатер из волнистой асбофанеры с металлическим каркасом.
После заполнения могильник полностью закрывается железобетонными плитами,
которые кладутся на гидроизоляцию; стыки между плитами заделываются цемент­
ным раствором, все перекрытия промазываются два раза битумом, наносится слой
асфальта и засыпается слой технической глины толщиной 1—1,5 м. Глина утрам­
бовывается таким образом, чтобы был уклон для стока воды примерно 3—4°.
С одной стороны из глины делается дренажный канал (см. рис. 13.11). Сверху гли­
няного слоя настилается синтетическая мембрана. На нее насыпается слой реч­
ного песка толщиной 20 см, затем слой гравия или крупной гальки толщиной
60 см, на него — еще один слой речного песка толщиной 20 см и слой грунта тол­
щиной 80—120 см. Сверху кургана укладывается слой дерна.
Могильники размещают на расстоянии 25—30 м один от другого. Дренажная
система могильников объединена. На выходе из каждого могильника, у дренаж­
ной трубы, находится колодец для контроля наличия радионуклидов в воде, иду­
щей от каждого конкретного могильника. Далее, в месте соединения всех дренаж­
ных труб, имеется общий колодец, который позволяет проверить наличие
радионуклидов в воде в целом, и переключатель, с помощью которого вода либо
сбрасывается в водоем, если она не загрязнена, либо (в случае аварии) отводится
в специальный резервуар. Вода из резервуара подается на установку переработки
жидких отходов.
Несколько иные, более совершенные конструктивные решения заложены в
проект сооружения приповерхностного хранилища для локализации РАО низкой и
средней активности, содержащих короткоживущие бета- и гамма-нуклиды ( Со,
381

90

137

Sr,
129

99

Cs), а также ограниченные количества долгоживущих бета-, гамма- ( Тс,
226

232

238

I) и альфа-нуклидов ( Ra, Th, U, трансурановых элементов). Проект вхо­
дит в эволюционный ряд приповерхностных сооружений, имеющих следующую
последовательность: траншея, усовершенствованная траншея, курган, бункер.
Считается, что сооружения бункерного типа являются наиболее совершенными,
так как оборудованы системами контролируемого удаления вод поверхностного
стока и фильтрата, средствами радиационного мониторинга и многофункциональ­
ными консервирующими покрытиями [104].
Проекты сооружений для долгосрочной изоляции РАО, разработанные в Рос­
сии, как правило, предусматривают возможность извлечения РАО по истечении
нескольких десятков лет. Можно выделить два типа подобных сооружений:
1) хранилища, для которых однозначно определены необходимость последую­
щего извлечения РАО и транспортировка их к месту окончательного захоронения.
Они предназначены для сооружения на территории АЭС. Радиоактивные отходы в
зависимости от радиологических характеристик упаковываются в бочки, металли­
ческие или железобетонные контейнеры. Чтобы облегчить извлечение упаковок из
хранилища, их устанавливают в металлические клетки. Очевидно, что данный тип
хранилищ нельзя рассматривать как захоронение;
2) хранилища, которые в принципе могут быть преобразованы в могильники.
Сооружения такого типа отвечают современным тенденциям окончательного захо­
ронения РАО, хотя, в случае необходимости, позволяют извлечь упаковки из хра­
нилища. Статус такого сооружения может быть определен как «могильник РАО
в извлекаемой форме» [104].
В качестве примера рассмотрим рабочий проект хранилища-могильника для
размещения контейнеров-упаковок с низко- и среднеактивными РАО АЭС в целях
как долговременного хранения, так и возможного захоронения кондиционирован­
ных РАО [104].
Сооружение состоит из равноценных автономных модулей размерами 36x40 м,
которые могут размещаться в смежном положении или на удалении один от другого,
а также на разных отметках (в зависимости от особенностей рельефа участка). Каж­
дый модуль состоит из четырех 9-метровых отсеков. На рис. 13.12 и 13.13 привеКонтейнсры-упаковки РАО

Временный подъездной путь

Отсеки

*3V

Модули могильника
Рис. 13.12. План-схема модулей приповерхностного хранилища-могильника [104]

382

Вегетационный слой
Песок
Геотекстиль
Каменный материал
Ил
Глина
Геомембрана
Глина
Песок
Монолитный железобетон

Дренаж

Контейнеры-упаковки

Дренаж

Рис. 13.13. Схема приповерхностного хранилища-могильника после консервации [104]

дены схема генплана сооружения (показанный фрагмент охватывает два модуля)
и вертикальный разрез хранилища-могильника.
Конструктивно сооружение относится к классу «бункер» и выполняется
в наземном или приповерхностном варианте. Оно не оборудуется стационарной
системой вентиляции всего массива размещенных РАО. Применяется только
локальная вентиляция рабочих (заполняемых) отсеков и зон по маршрутам движе­
ния грузового транспорта посредством мобильных вентиляционных агрегатов.
Сооружение снабжается раздельными системами дренажа поверхностного стока и
фильтрата. Консервирующее покрытие создается в два этапа. Предварительное
покрытие применяется в период заполнения сооружения и частично в период
активного институционного контроля. Используется сборный железобетон в виде
плит толщиной 400 мм в сочетании с гидроизолирующим экраном. В дальнейшем
возводится многофункциональное консервирующее покрытие, которое в цент­
ральной части имеет толщину около 4,5 м и состоит из слоев растительного
грунта, крупнокускового материала, глины, геотекстиля, геомембран, ила, песка,
монолитного бетона (всего 11 слоев разного назначения) толщиной 700 мм. Ука­
занные материалы, уложенные в должном порядке, обеспечивают: защиту от про­
сачивания воды и водно-ветровой эрозии; контролируемый дренаж дождевых и
талых вод; защиту от непреднамеренного вторжения человека в институционный
период, а также от чрезмерного развития корневой системы растений; предотвра­
щение высушивания и растрескивания водонепроницаемых слоев, образования
непрерывной капиллярной сети, деятельности животных, живущих в норах, и
циклического замораживания-оттаивания бетонных конструкций; устойчивость
к сползанию отдельных слоев покрытия.
Покрытие сопрягается с боковой обваловкой стен толщиной 10—15 м в зави­
симости от того, какой способ будет применен для закрепления откосов. В состав
383

бокового экрана входят: песок, глина, крупнокусковой материал. Днище и стены
выполняются из монолитного железобетона, толщина стен составляет 450 мм,
толщина перегородок между отсеками — 350 мм. К вспомогательным системам
могильника относятся: система канализации поверхностного стока и фильтрата с
контрольно-регулирующими резервуарами и насосной станцией, система монито­
ринга и система физической защиты.
Вместимость отсека составляет 2345 м", а модуля — 9378 м , число стандарт­
ных контейнеров-упаковок НЗК-150-1,5П в расчете на единичный отсек — 368, а
в расчете на модуль — 1472. Каждый модуль рассчитан на захоронение 5500 м
кондиционированных РАО.
Долгосрочная изоляция РАО достигается использованием системы мультибарьерного* типа. В качестве основных барьеров рассматриваются долговечные кон­
тейнеры, монолитные железобетонные конструкции сооружения, консервирующее
покрытие. В качестве второстепенных — матричные материалы формы РАО, гео­
логическая среда и средства дренажа фильтрата.
Объект со статусом «сооружение для окончательной локализации кондициони­
рованных РАО в извлекаемых формах» после консервации обладает высокой
устойчивостью к деградации строительных конструкций и внешним воздействиям
и не требует активного технического обслуживания. При этом извлечение РАО не
представляет собой задачу высокой технической трудности. Загрузка отходов в
могильник выполняется погрузчиком через боковые проемы, снабженные времен­
ным легкометаллическим укрытием. В хранилище направляются только кондици­
онированные РАО.
На стадии выполнения проекта хранилища-могильника должны быть приве­
дены данные, характеризующие объект как потенциальный источник радиацион­
ного воздействия на население и окружающую среду, т е. данные, достаточно пол­
ные и объективные для их использования при детерминистическом и
вероятностном анализах безопасности сооружения. Параметры, имеющие неопре­
деленность, приводятся с указанием соответствующих пределов или в виде «плот­
ности распределения вероятности». В состав указанных данных входит прогнози­
руемый реестр нуклидного состава РАО по окончании заполнения могильника
(перед консервацией).
Инженерные изыскания выполняются как для обеспечения разработки строитель­
ных решений по объекту, так и для определения характеристик геологической среды
«ближнего поля» сооружения, необходимых при проведении анализа безопасности, в
частности для оценки проницаемости и сорбционных свойств пород.
В проекте приводится перечень влияющих на безопасность захоронения собы­
тий, явлений и факторов согласно руководству «РБ-011-2000. Оценка безопас­
ности приповерхностных хранилищ радиоактивных отходов». Проектом должны
устанавливаться требования по средствам идентификации упаковок, системе
учета и инвентаризации, т.е. по формированию компьютерной базы данных конк­
ретного могильника. Низкоактивные РАО, особенно с уровнями активности, близ­
кими к тем, при которых снимается регулирующий контроль, могут размещаться в
формах, иных, чем при использовании железобетонных контейнеров, а именно в
бочках или металлических контейнерах. Реально хранилище-могильник состоит
из 20 модулей.
384

Приповерхностные хранилища-могильники в настоящее время представляют
собой основной вид временной локализации РАО практически во всех странах
мирового сообщества, развивающих ядерную энергетику.
В России временное хранение упаковок с кондиционированными РАО осу­
ществляется на промплощадках АЭС. Ввод в строй регионального централизован­
ного могильника-захоронения позволил бы в течение 15 лет разгрузить храни­
лища АЭС России. Однако проблема сооружения централизованного могильниказахоронения сложна, многопланова, требует как широкого спектра исследований,
так и учета многих факторов, срок действия которых измеряется столетиями и
тысячелетиями.
Показателен в этом плане отрицательный опыт проектирования подобного
могильника-захоронения на архипелаге Новая Земля. Это захоронение должно
было относиться к классу приповерхностных (в том числе и для захоронения
ВАО, имеющих определенную специфику). Ранее в качестве вариантов рассматри­
валось создание двух-трех приповерхностных региональных могильников в евро­
пейской части СССР в местах с благоприятными гидрогеологическими условиями
или одного могильника глубокого заложения в соляных формациях низовий Волги
(на территории Казахстана). Затем в качестве местоположения могильника-захо­
ронения был выбран остров Южный архипелага Новая Земля — региона с устой­
чивыми многолетнемерзлыми горными породами. Подобный выбор места захоро­
нения РАО имел в своей основе следующие предпосылки: многолетнемерзлые
горные породы представляют собой криогенный водоупор и не содержат льда, что
исключает миграцию радионуклидов в блоке горного массива; глубина подзем­
ного захоронения РАО может быть выбрана таким образом, чтобы процессы
сезонного оттаивания грунта и развития мерзлотно-геологических явлений не
оказывали влияния на степень локализации РАО; постоянное во времени термоди­
намическое природное состояние многолетнемерзлых пород позволяет использо­
вать их в качестве естественного теплофизического барьера тепловыделению РАО
[105].
Основные технические решения по обеспечению экологической безопасности
при подземной изоляции РАО в многолетнемерзлых горных породах заключаются
в реализации принципа: если рабочий блок многолетнемерзлых горных пород
является криогенным водоупором, а глубина размещения рабочего объема для изо­
ляции РАО выбрана с учетом исключения влияния на него сезонного оттаивания и
мерзлотно-геологических процессов, то необходимым и достаточным условием
практического исключения выхода радионуклидов за пределы рабочего объема
могильника в течение всего срока потенциальной опасности изолируемых РАО
является превышение времени работоспособности инженерных барьеров над вре­
менем естественного восстановления криогенного водоупора, нарушенного вок­
руг рабочего объема могильника в процессе его создания или под воздействием
тепловыделения размещенных в нем РАО.
Район размещения объекта подземной изоляции РАО на Новой Земле оцени­
вался и выбирался с учетом соответствия совокупности следующих факторов:
близости участка к береговой линии моря; судоходности прибрежной зоны мор­
ской акватории; равнинности (или незначительной всхолмленности) рельефа мест­
ности (особенно вдоль трассы транспортировки контейнеров с РАО); отсутствия
заболоченных зон и минимального развития речной сети; надежности транспорт­
ных связей с пунктом отправки контейнеров с РАО; возможности обеспечения
13 — 820

385

требуемого уровня надежности сооружения при экономически разумном объеме
капиталовложений на его строительство, эксплуатацию, герметизацию и консер­
вацию; незначительной вероятности природных катаклизмов (землетрясения, тай­
фуны и др.); отсутствия или малочисленности местного населения; отсутствия в
настоящем и незначительной перспективности в будущем экономического и сель­
скохозяйственного освоения района; возможности организации на территории
объекта режима, исключающего или сводящего к минимуму несанкционирован­
ный доступ людей к РАО; надежности локализации РАО при воздействии механи­
ческих и теплофизических нагрузок; исключения или ограничения миграции
радиоизотопов.
Всем этим требованиям в наибольшей степени отвечала выбранная площадка
для организации окончательного захоронения кондиционированных РАО, которая
расположена в 10 км от берега острова Южный архипелага Новая Земля [105].
Территория площадки представляет собой равнинную поверхность (абсолютные
отметки над уровнем моря около 130 м), пересеченную невысокими грядами. В
геологическом отношении участок представлен известняками, имеющими выход
на поверхность. По материалам изысканий район характеризуется следующими
показателями: наличие слоя слившейся мерзлоты сплошного распространения
толщиной до 300 м; глубина сезонного оттаивания от 0,5 до 2,0 м; температура в
горном массиве начиная с глубины 10—15 м постоянно отрицательная и посте­
пенно повышается до 0 °С на подошве многолетнемерзлых пород; свободная вода
в горных породах полностью вымерзает.
Предполагалось, что захоронение кондиционированных РАО групп I и II
(по активности) в защитных бетонных контейнерах будет осуществляться в тран­
шеях и котлованах с обязательным созданием изолирующих инженерных барье­
ров и систем контроля. Естественным барьером являлась бы многолетнемерзлая
горная порода. При траншейном варианте захоронения рассматривались следую­
щие размеры одного модуля траншеи: глубина — 15 м; ширина внизу — 4 м,
ширина вверху — 22 м. Вместимость траншеи 20 тыс. м РАО. Для загрузки контей­
неров в траншею планировалось использовать козловой кран грузоподъемностью
12 т. Загрузка контейнеров должна была выполняться слоями толщиной до 1,5 м
с последующей заливкой цементным раствором. Толщина слоя грунтовой засыпки
над поверхностью контейнеров должна была составлять не менее 5 м без учета
обвалования, высота обвалования — не менее 5 м.
Захоронение контейнеров с РАО группы III должно было осуществляться в спе­
циальных скважинах глубиной до 50 м, диаметром до 2,5 м (по другому варианту
диаметр вертикальных штатных стволов составлял 8 м, а глубина — 90 м).
Транспортно-технологическая схема обращения с кондиционированными РАО
на объекте захоронения включала в себя следующие основные этапы: перегрузка
контейнеров с морского транспорта на накопительную площадку причала;
выгрузка контейнеров с РАО из транспортных контейнеров на территории накопи­
тельной площадки; дезактивация транспортных контейнеров (при необходимости)
и возврат их на морской контейнеровоз; доставка контейнеров автотранспортом
на площадку могильника; выгрузка контейнеров с автотранспорта в траншеи или
скважины могильника.
Вместимость объекта по захоронению контейнеров с РАО групп I и II соста­
вила бы 141 тыс. м РАО в год. Для организации захоронения такого количества
386

РАО планировалось строительство ежегодно семи модулей могильников (вместимостью по 20 тыс. м РАО). Общая вместимость полигона могильников траншей­
ного типа для захоронения РАО групп I и II на расчетный период 15 лет составила
бы 2120 тыс. м . Вместимость объекта по захоронению контейнеров с РАО группы
III должна была составить 700 м3 РАО в год (расчетный срок до 2020 г.). Для орга­
низации захоронения такого количества РАО потребовалось бы строительство
ежегодно пяти скважин-могильников (вместимостью по 274 м ). Таким образом,
общая вместимость могильников скважинного типа для захоронения РАО группы
III на расчетный период 15 лет составила бы 20 550 м .
Хранилище должно было обеспечиваться такими системами инженерной под­
держки, как система энергообеспечения мощностью до 3 МВт, системы водоснаб­
жения, связи, сигнализации, теплоснабжения и канализации. Кроме того, должны
были иметься санпропускники, пункты дезактивации, жилой поселок, строитель­
ные, дорожные и транспортные подразделения. Следовательно, речь шла о масш­
табном и дорогостоящем объекте. Однако, по-видимому, еще на стадии проекти­
рования полигон на Новой Земле следовало бы отнести не к классу могильниковзахоронений РАО, а к классу долговременных приповерхностных хранилищ. Это
связано с тем обстоятельством, что хранилища полигона планировалось выпол­
нять в виде траншей и шахт неглубокого заложения в слое мерзлоты.
Требования экспертов к безопасности захоронения обусловливают сроки
надежной локализации РАО от 10 (а затем и 100) тыс. (США) до 1 млн лет (Гер­
мания) и предусматривают помещение упаковок с РАО в глубинные геологиче­
ские формации (400—1500 м). В этом плане при масштабном приповерхностном
варианте захоронения РАО процесс потепления на Земле может заведомо отрица­
тельно повлиять на безопасность хранилища.
Общая температура Земли определяется балансом между поступающим сол­
нечным излучением и обратным потоком инфракрасного излучения в космос.
Этот баланс зависит от наличия в атмосфере парниковых газов, прежде всего
диоксида углерода и водяного пара. Концентрации парниковых газов повышаются
вследствие деятельности человека. Доиндустриальная (за рубеж принимается
1760 г.) концентрация диоксида углерода в атмосфере составляла около 280 частей
на миллион (ррт). По данным астрономической обсерватории Маша Loa (остров
Гавайи), к началу 90-х годов XX в. она возросла на 28 % и продолжает повышаться
(рис. 13.14). Значительно возросли и концентрации других газов, влияющих на кли­
мат, — метана и оксида диазота. Их комбинированный эффект (без водяного пара)
эквивалентен увеличению концентрации диоксида углерода почти на 50 % [126].
Увеличение концентрации парниковых газов ограниченно сроком их пребывания в
атмосфере: в среднем 100 лет (за исключением метана, продолжительность
«жизни» которого составляет от 12 до 17 лет). Аэрозоли исчезают за недели.
С помощью теоретических моделей атмосферы получено, что увеличение кон­
центрации парниковых газов в период 1760—1990 гг. вызвало повышение средней
температуры на планете в целом на 0,8—2,2 °С. В XX в. температура в мире
повысилась на 0,4—0,6 °С. В последние 15 лет средняя температура была выше,
чем в любой такой же период за последние 600 лет, и тенденция потепления
сохраняется. Сжигание запасов органического топлива может привести к увеличе­
нию атмосферной концентрации диоксида углерода более чем в 3 раза.
13*

387

360 Г
355 [•
350 [

I 345 [
о 340 [
и

1335
S

330
325

320
315
310

•
»
•
•
•
•
» ' » ' ' '
I
I
I
I
L_
1958 1960 1962 1964 1966 1968 1970 1972 1974 1976 1978 1980 1982 1984 1986 1988 1990
Годы

Рис. 13.14. Изменение концентрации С0 2 в атмосфере Земли [126]

3

-1U
1860

I
1880

I
1900

I
1920

I
I
1940
1960
Годы

I
1980

I
2000

I
2020

1 1
2040

Рис. 13.15. Результаты наблюдений за изменением средней температуры поверхности Земли (кри­
вая /) и расчетные данные по теоретическим моделям (кривая 2 — влияние парниковых газов;
кривая 3 — комбинированное влияние парниковых газов и аэрозолей сульфатов)

Расчетные модели, разработанные рядом институтов, основываются на прогно­
зах о мировом экономическом развитии на 50—100 лет, поэтому оценки весьма
приближенны. На рис. 13.15 показаны данные наблюдений глобальной темпера­
туры Земли и результаты по изменению температуры на ней до 2040 г., получен­
ные с помощью вычислительных моделей (Центр Хэдли, 1995 г.).
388

Из-за сложности прогнозирования вероятного географического распределения
климатических изменений при повышении температуры Земли невозможно точно
предсказать изменение климата в конкретных ее районах. Тем не менее со значи­
тельной вероятностью ожидается, что уровень Мирового океана поднимется на
20—80 см в следующем столетии и будет повышаться даже при стабилизации
климата, а климатические зоны будут сдвигаться к северу. И если в настоящее
время глубина сезонного оттаивания грунта в районе Северной Земли составляет
0,5—2 м, то нельзя исключить вероятность заметного увеличения этой глубины.
Кроме того, если в настоящее время на глубине 10—15 м в районе полигона на
Новой Земле температура грунта ниже 0 °С и свободная вода полностью вымерзла,
то из-за повышения температуры грунта существует вероятность появления в
районе хранилища грунтовых вод.
Рассматриваемые в исследованиях потепления климата промежутки времени
ограничены периодом 100 лет; долгосрочные прогнозы охватывают 200—300 лет.
Следовательно, оценки безопасности хранилища РАО на архипелаге Новая Земля
могут быть ограничены именно этим сроком, что не позволяет обоснованно счи­
тать проект полигона на Новой Земле захоронением РАО, а относит его к классу
долговременных приповерхностных хранилищ.
Данная точка зрения нашла подтверждение у специалистов-мерзловедов, и
проект сооружения полигона на Новой Земле был отклонен. Специалисты дока­
зали, что через 150—200 лет из-за глобального потепления в районе сооружения
полигона вечной мерзлоты не будет, а следовательно, проект, который разрабаты­
вался около 10 лет, был одобрен специалистами Германии, Великобритании,
Франции, Финляндии и Норвегии и прошел государственную экологическую экс­
пертизу, является несостоятельным. Хранилища предполагаемого полигона не
смогли бы обеспечить безопасность в течение тысячелетий. В настоящее время
примерно из 30 площадок на материке, пригодных для сооружения могильниказахоронения, выбраны три площадки, характеристики которых позволяют предпо­
ложить, что надежность глубинного захоронения РАО будет гарантирована в тече­
ние тысячелетий.

13.9. Глубинное захоронение отвержденных РАО и ОЯТ
В настоящее время преобладает точка зрения, что наиболее надежным спосо­
бом локализации твердых и отвержденных РАО (и ОЯТ) является их глубинное
захоронение в слабопроницаемые, стабильные геологические формации.
Тип могильников, чаще других встречающийся в проектных разработках, —
это обустроенные существующие или специально созданные выработки в глубин­
ных пластах земной коры.
Упаковки РАО и ОЯТ, инженерное оборудование хранилища и геологическая
среда обеспечивают барьеры по предотвращению выхода радионуклидов в среду
обитания. Схема размещения радионуклидов в могильнике обеспечивает не пре­
вышение допустимых тепловых нагрузок на горную породу. Упаковки с РАО
групп I—III с относительно низким уровнем энерговыделения могут быть уста­
новлены в технологических туннелях, крупногабаритных отсеках и других струк­
турах с заполнением свободного пространства структур после загрузки отходов
специальным наполнителем и последующей герметизацией могильника в про­
цессе его консервации.
389

Согласно существующим проектам могильник-захоронение может включать в
себя туннели, штреки или помещения на глубине 400—1500 м, в которых предпо­
лагается размещать упаковки с ТРО. В качестве среды захоронения в проектах
фигурируют граниты, гнейсы, глины, ангидриты, базальты, туфы, известняки,
сланцы, пласты каменной соли, а в отдельных проектах — тектонически стабиль­
ные слои осадочных пород на дне Тихого и Атлантического океанов.
На рис. 13.16 представлена ориентировочная принципиальная схема глубинного
могильника-захоронения ВАО в пласте каменной соли. Из рисунка видно, что в тун­
нелях могильника, в которые загружаются упаковки с РАО, имеются шурфы для захо­
ронения канистр-упаковок с ОЯТ и отходами высокой удельной активности. Расстоя­
ние между шурфами составляет 15—50 м с учетом интенсивного энерговыделения
ОВУА. Отвод теплоты от канистр-упаковок осуществляется за счет теплопровод­
ности, и температура прилегающих слоев соли не должна превышать допустимых
значений, гарантирующих неизменность свойств соляного пласта.

Шурф для ОВУА
Рис. 13.16. Вариант принципиальной схемы могильника-захоронения РАО в пласте каменной соли
390

Считается, что основные перспективы для сооружения могильников-захороне­
ний ТРО связываются с пластами гранитов, туфов, базальтов, осадочных и гли­
нистых образований, а также куполами каменной соли. Последние априори рас­
сматриваются как заведомо надежная среда для захоронения РАО в связи с
гарантированным отсутствием воды в течение миллионов лет. Однако структурногеохимические особенности каменной соли таковы, что при размещении в ее
слоях захоронения РАО эти особенности могут отрицательно влиять на устойчи­
вость массива и скорость миграции в нем радионуклидов.
В природной каменной соли присутствуют два типа газово-жидкостных вклю­
чений: внутрикристаллические и межкристаллические.
Внутрикристаллические включения — это замкнутые микрополости, содержа­
щие растворы и газы. Объем полостей составляет порядка 10 мм . Давление
газов в микрополостях может достигать нескольких мегапаскалей.
Межкристаллические включения представлены протяженной и взаимосвязан­
ной объемной системой микрополостей и капилляров. Обычно это плоские
полости сложной извилистой формы толщиной 5—10 мкм и шириной до 450 мкм.
Полости соединяются между собой системой капилляров диаметром 3—10 мкм.
Содержащиеся в них включения двухфазные (газово-жидкостные). Межкристалли­
ческие включения — это объемная система пор, связанных друг с другом в значи­
тельных объемах каменной соли. Таким образом, эта система пор может являться
реальной системой каналов миграции радионуклидов и определять проницаемость
породы. Кроме того, в системе пор может накапливаться радиоизотоп Аг.
Тем не менее соляные системы практически идеально закрыты (имеют возраст
20—250 млн лет) и геологически стабильны. Оценки показали, что миграция газо­
вой компоненты в них несущественна. Однако следует учитывать, что в этих сис­
темах может иметь место взрывное разрушение газово-жидкостных включений
породы, происходящее при температуре не менее 200 °С. Это является определен­
ным ограничивающим фактором по допустимой тепловой нагрузке могильника,
т.е. по значению активности захораниваемых радионуклидов.
Принимая во внимание условие стабильности геологической формации на про­
тяжении 100—1000 тыс. лет, из рассмотрения в качестве среды захоронения
исключают высокомобильные тектонические зоны; перспективными являются
территории с умеренной сейсмичностью. По горно-геологическим и технико-эконо­
мическим показателям оптимальными для сооружения шахтных захоронений ТРО
считаются глубины: для глинистых образований — 500—600 м, для галогенных —
750—800 м; для кристаллических — 1000—1500 м. Следует учитывать, что в оса­
дочных массивах со спокойными тектоническими условиями на этих глубинах
могут прослеживаться зоны активного, замедленного (реже крайне замедленного)
водообмена, а основными видами массопереноса являются конвективный и кон­
вективно-диффузионный.
Доминирующими факторами при выборе местоположения захоронения явля­
ются инертность среды по отношению к физическому воздействию РАО (тепловы­
делению, излучению) и низкий уровень фильтрации грунтовых вод.
Таким образом, выбор местоположения глубинного могильника-захоронения
РАО имеет выраженную специфику. По положению на 2005 г. могильников для
окончательного захоронения РАО нет ни в одной стране, хотя работы в этом
направлении активно ведутся.
391

Так, в России специалисты Горного института Кольского научного центра Рос­
сийской академии наук исследовали около 30 площадок, пригодных для сооруже­
ния могильника, и, по-видимому, он будет размещен в гранитном массиве трудно­
доступной части Кольского полуострова. Но, например, в Бельгии отдано
предпочтение для захоронения РАО массиву глин и планируется завершить соору­
жение могильника к 2035 г. Во Франции пока не сделан выбор между глиной и
гранитом. В Великобритании рассматривается вариант раздельного захоронения
тепловыделяющих цезий-стронциевых и долгоживущих трансурановых отходов.
Первые предлагается размещать в глубоких скважинах в гранитах. Для этой цели
проведены модельные эксперименты по расплавлению и последующей рекристал­
лизации гранитов, результаты которых доказывают принципиальную возможность
такого размещения тепловыделяющего компонента ОЯТ. Подобное разделение
могло бы существенно облегчить решение проблемы долговременного (до 1000 лет)
глубокого геологического захоронения другой, трансурановой, составляющей
высокоактивных отходов. Однако разделение этих двух групп элементов пока тех­
нологически недостижимо. Поэтому в ближайшем будущем придется иметь дело
с ВАО смешанного состава, для которых единственно реальным решением явля­
ется глубинное геологическое захоронение. В итоге в Великобритании принято
решение о сооружении масштабного могильника к 2025 г. (с перспективой утили­
зации и иностранных отходов).
Первой страной, решившей проблему захоронения высокоактивных отходов,
станут, по-видимому, США. Потратив более 20 лет и свыше 4 млрд долл. на науч­
ные изыскания, связанные с поиском подходящего местоположения для такого
могильника, американские специалисты остановили свой выбор на горной пло­
щадке Юкка на юге штата Невада, недалеко от границы со штатом Калифорния, в
150 км от Лас-Вегаса. Конгресс США утвердил это решение. Предполагается, что
строительство могильника займет 8 лет, а его вместимость составит около 77 000 т.
Из-за горного ландшафта района Юкка толщина зоны аэрации в этом районе
превышает 750 м, что позволяет разместить могильник на глубине 350—400 м.
Исследования продолжаются в направлении изучения состава, агрессивности и
коррозионной активности пбровых вод по отношению к защитным барьерам отхо­
дов. Проводятся термодинамические и геохимические исследования [111]. Наряду
с решением проблем могильника Юкка в США продолжается изучение соляных
отложений в районе г. Карлсбад (штат Нью-Мексико) в подземной опытной лабо­
ратории по захоронению радиоактивных отходов (WIPP — Waste isolation pilot
plant), функционирующей с 1976 г. Лаборатория оборудована в пласте каменной
соли на глубине 655 м и в настоящее время уже функционирует и как могильник.
Начиная с 1999 г. там проводится захоронение трансурановых отходов. Возника­
ющие в ходе исследований лабораторией WIPP проблемы касаются расчета скоро­
сти ползучести каменной соли, обеспечения устойчивости кровли могильника,
гидрогеологических характеристик, усовершенствования системы упаковки РАО,
уточнения планируемого объема и категорий размещаемых РАО [112].
Каменная соль рассматривается как надежная геологическая среда для изоля­
ции радиоактивных отходов в Германии. В этой стране планируется обустройство
могильников РАО в соляных формациях. Концепция глубокого геологического
захоронения всех типов РАО была разработана и утверждена в Германии еще в
начале 60-х годов XX в. В настоящее время там продолжаются геофизические,
геологические, гидрогеологические и геомеханические исследования в бывшей
392

соляной шахте Ассе (земля Нижняя Саксония), в которой с 1906 по 1964 г. произ­
водилась разработка калийных и каменных солей, а с 1995 г. начато складирова­
ние низкоактивных отходов. Заполнение этого могильника намечено на 2013 г.
Кроме того, в Германии проводятся исследования двух крупных массивов
каменной соли (Горлебен и Морслебен) в целях использования их для изоляции
РАО разного уровня активности. В последнем уже размещено около 40 тыс. м3
РАО. Продолжаются исследования геомеханической устойчивости этого соляного
массива и надежности могильника для случая возможного прорыва подземных
вод и рассолов. Рассматривается несколько вариантов окончательной изоляции
могильника после его заполнения. В 2001 г. в Германии было принято решение о
пересмотре стратегии захоронения РАО. Помимо уже утвержденных мест размеще­
ния РАО в соляных куполах было предложено провести дополнительные изыскания
в других типах геологических формаций [ИЗ]. Для выполнения поставленной
задачи были разработаны геологические и социально-экономические критерии, а
также процедура выбора потенциального места захоронения.
Исследования по выбору места глубинного захоронения РАО ведутся в Румы­
нии. Рассматриваются пять возможных геологических формаций: каменная соль,
граниты, вулканические породы (туфы), сланцы и глинистые породы.
В Италии в качестве среды захоронения рассматриваются глинистые формации
благодаря их высоким изолирующим и адсорбционным свойствам. Исследования
глин и аргиллитов с точки зрения их применимости для окончательного захороне­
ния ВАО ведутся также во Франции. Здесь с 1999 г. продолжается строительство
подземной лаборатории в 300 км восточнее Парижа на глубине 500 м в 130-метро­
вой толще юрских глин и аргиллитов. В подземной лаборатории намечено проведе­
ние экспериментов, направленных на изучение водопроницаемости глинистых
отложений, их сорбционных свойств и молекулярной диффузии радионуклидов.
В Швеции могильники РАО размещаются в скальных массивах гранитов Скан­
динавского щита. Уже с 80-х годов XX в. действует могильник низко- и среднеактивных отходов рядом с АЭС в г. Форсмарк на глубине 50 м, а в 1985 г. вступило
в строй промежуточное хранилище ОЯТ. В 1995 г. начала функционировать под­
земная скальная лаборатория для изучения взаимодействия захораниваемых РАО с
геологической средой. В 2002 г. в Швеции начаты изыскательские работы на двух
участках, намеченных для окончательного захоронения РАО в гранитах. Один
участок расположен в 150 км к северу от Стокгольма (участок г. Форсмарк), другой —
недалеко от действующей подземной скальной лаборатории (участок Оксарсхамн).
Изыскательские работы планируется завершить к 2008 г.
В Финляндии хранилища низко- и среднеактивных отходов функционируют с
90-х годов XX в. Планируется к 2006 г. завершить пересмотр критериев их безопас­
ности. В 2004 г. в Финляндии начата проходка подземного опытного туннеля для
проведения в нем тестов по долговременному размещению ВАО в кристаллических
породах.
В настоящее время в России также проводятся изыскания по выбору площадок
глубокого геологического захоронения ВАО. Это, в частности, Красноярский край
в пределах Нижнекамского гранитного массива в районе действующего Горно­
химического комбината. В намеченном районе уже проведена серия специальных
полевых и лабораторных исследований, позволивших выбрать два перспективных
393

участка для обустройства могильников площадью 15—20 км каждый. Кроме
того, обосновывается преимущество альтернативного способа захоронения ВАО в
скважинах на глубине 2—5 км [114] в контейнерах диаметром до 1 м. В качестве
вмещающих геологических формаций предлагаются вулканогенные магматиче­
ские породы Уральской и Саянской складчатых областей, породные массивы Бал­
тийского щита и Восточно-Сибирской платформы, а также глубокозалегающие
осадочные толщи Западно-Сибирской плиты и Прикаспийской впадины. Выше
отмечалось, что практически решен вопрос о сооружении глубинного могиль­
ника-захоронения в гранитных образованиях Кольского полуострова.
Итак, выбор местоположения глубинного захоронения РАО представляет собой
проблему высокой степени сложности, требующую выполнения комплексной
программы геолого-геофизических и гидрологических исследований с после­
дующими сравнительной оценкой рейтинга структурных блоков земной коры
для различных участков, выбором на основании данной оценки площадки
сооружения могильника и всесторонним технико-экономическим обоснованием
строительства.
13.9.1. Инженерно-геологические исследования
по выбору площадки могильника-захоронения

Комплексная программа геологических исследований для определения место­
положения глубинного могильника-захоронения включает в себя:
а) геологические исследования в целях получения данных для оценки рей­
тинга структурного блока земной коры в районе проведения исследований и пос­
ледующего технико-экономического обоснования строительства;
б) геолого-разведочные работы на стадии разработки технического проекта
строительства могильника, если площадка строительства утверждена (этап I);
в) геолого-разведочные работы на стадии выполнения рабочих чертежей
могильника (этап II).
В основе программы лежат следующие основополагающие принципы:
могильники должны размещаться в тектонически спокойных районах, с сейс­
мичностью не более семи баллов по шкале Рихтера;
срок существования могильника должен превышать 10 тыс. лет (вплоть до
1 млн лет);
на основе прогноза тектонического развития территории, изменения геологогидрогеологической обстановки недр на весь заданный период хранения должна
исключаться возможность перемещения радионуклидов в зону интенсивного
водообмена;
вмещающие могильник породы должны быть максимально монолитны и литологически однородны. В пределах земельного отвода под могильник и зоны сани­
тарного отчуждения, размеры которой достигают в радиусе 3—5 км, проводящие
тектонические нарушения должны отсутствовать. Неоднородность вмещающих
пород и наличие в них «залеченных» трещин и непроводящих тектонических
нарушений допускаются в том случае, если в целом для территории скорость
—5

—7

фильтрации не превышает 10 (глина, соль) — 10 м/сут (кристаллические
породы) [107].
Геологические исследования на стадии выполнения технико-экономического
обоснования проводятся для определения принципиальной возможности строи394

тельства могильника в заданном районе и выбора участков для осуществления
последующих исследований в целях оценки рейтинга участков. Для этого должны
быть получены сведения о геолого-гидрогеологических условиях, истории геоло­
гического развития, толщине слоев, выдержанности, глубинах залегания, филь­
трационных, емкостных, физико-механических свойствах и химическом составе
пород разреза. При отсутствии необходимых материалов проводятся предвари­
тельные геологические работы, которые могут включать в себя геофизические
исследования, буровые, опытно-фильтрационные, лабораторные, а в отдельных
случаях аэрофотосъемочные и геолого-съемочные работы.
В районах, где потенциально пригодные толщи не были вскрыты, необходимо
выполнить бурение одной-двух разведочных скважин с комплексом гидрогеологи­
ческих и геофизических исследований. В случае сложного геологического строе­
ния число скважин может быть увеличено. По результатам бурения и исследова­
ний этих скважин решается задача о целесообразности дальнейших геолого­
разведочных работ в выбранном районе. На основании полученных данных опре­
деляются состав и объемы будущих разведочных работ и последовательность их
выполнения.
Геологические исследования на стадии разработки технического проекта про­
водятся для получения геологических и гидрогеологических данных по конкрет­
ной площадке, выбранной на основании сравнительной оценки рейтинга площа­
док, оценки степени пригодности рабочей толщи пласта пород для размещения
выработок и установления размеров зоны санитарного отчуждения.
Исследования включают в себя следующие задачи:
уточнение геолого-гидрогеологических условий и тектонического строения
выбранного участка;
получение сведений о строении, толщине, условиях залегания рабочего пласта
и их изменениях в плане и по разрезу участка;
изучение литологического состава, геохимических и физико-механических
свойств пород рабочего пласта, а также подстилающих и перекрывающих его
отложений;
определение надежности рабочего пласта и его изолирующих свойств;
исследование геодинамических условий участка для составления прогноза по
изменению инженерно-геологических и гидрогеологических условий при строи­
тельстве и эксплуатации подземного хранилища;
определение геотермического режима недр;
установление возможных интервалов заложения выработок.
Решение поставленных задач осуществляется на основе комплекса дистанцион­
ного зондирования, инженерно-геодезических изысканий, гелиевой съемки, буро­
вых работ, геофизических, гидрогеологических и лабораторных исследований.
Дистанционное зондирование — космическая съемка, аэрофотосъемка —
выполняется для выявления направленности современных движений земной коры
и в перспективе на 500 лет, картирования разломов (их мощностей, глубины про­
никновения, азимута и угла падения, размера смещений) картирования тектони­
ческой трещиноватости.
Инженерно-геодезические изыскания обеспечивают получение топографо-геодезических материалов, необходимых для проектирования объектов могильников,
а также выполнения инженерных геологических работ, оценки неотектонических
движений.
395

Полевые геофизические исследования выполняются для изучения геологиче­
ского строения участка, определения положения кровли скальных пород, установ­
ления толщины слоя коры выветривания, выявления неоднородностеи в строении
пород, тектонических нарушений и закарстованных зон, а также для определения
гидрогеологических характеристик. Для этих целей используются электро-, грави-,
магнито- и сейсморазведка.
Площадь геофизических исследований района строительства должна превы­
шать площадь могильника и прилегающей санитарной зоны в несколько раз и
составлять не менее 100 км . Результаты геофизических исследований являются
основой для постановки разведочного бурения, в процессе которого во всех сква­
жинах проводится комплекс геологических, геофизических, гидрогеологических и
специальных исследований.
Геологические исследования включают в себя наблюдения за бурением скважин,
детальное литологическое описание керна, стратиграфическое расчленение отложе­
ний, отбор проб для лабораторных исследований. Число проб из перекрывающих и
подстилающих пластов и их объем устанавливаются для каждой геологической раз­
новидности в зависимости от степени неоднородности их характеристик.
Для изучения экранирующей способности полезной толщи пласта из него
отбираются пробы через 1 м по литологически однородным породам, а при нали­
чии прослоев иного состава — по одной пробе из каждого прослоя толщиной
менее 1 м.
Гидрогеологические исследования проводятся для изучения водоносных гори­
зонтов, распространенных выше рабочего пласта и подстилающих его. Они вклю­
чают в себя опытные откачки, наливы или нагнетания. Эти работы обеспечивают
получение информации по каждому водоносному горизонту при полной его изо­
ляции. Подобным же образом может выполняться исследование фильтрационных
свойств рабочего пласта. Для исследования проницаемости соленосного слоя
может проводиться опрессовка его в открытом стволе скважины, насыщенном
хлоридно-натриевым рассолом.
Лабораторные исследования проводятся в процессе геолого-разведочных
работ для изучения:
экранирующей способности полезной толщи пласта породы;
физико-механических и прочностных свойств пород участка;
минералогических и петрографических* характеристик пород исследуемой
площадки;
химического состава и минерализации подземных вод.
По результатам геолого-разведочных работ даются рекомендации по выбору в
пределах исследуемого района площадки необходимого размера для строительства
могильника, размера рабочей толщи пласта для размещения выработок, положения
и размеров санитарной зоны отчуждения [107]. Целью геолого-разведочных работ
на стадии разработки рабочих чертежей могильника является окончательное уточ­
нение геолого-гидрологических условий площадки, выделенной на предыдущем
этапе, получение детальных сведений о рабочем пласте, необходимых для проек­
тирования и строительства подземных сооружений.
•Петрография — наука о химическом составе, структуре и условиях залегания пород.

396

Решение поставленных задач осуществляется комплексом исследований, вклю­
чающим в себя наземные геофизические буровые работы и лабораторное изуче­
ние свойств пород.
Наземные геофизические исследования (графи-, электро-, сейсморазведка) про­
водятся в масштабе 1 : 5000 — 1:10 000.
Буровые работы состоят из проходки скважин различного назначения (разве­
дочных, специальных, наблюдательных, гидрогеологических). Расстояния между
ними составляют 0,5—1,0 (соляные породы), 0,25—0,5 (глинистые породы),
0,25—0,1 км (магматические породы). Во всех скважинах проводится оптималь­
ный комплекс геофизических исследований. Гидрогеологическими исследовани­
ями опробуются перекрывающие, подстилающие отложения и рабочий пласт.
Специальные фильтрационные исследования рабочего пласта проводятся во всех
пробуренных скважинах.
По результатам геологических работ уточняются основные параметры рабо­
чего пласта, места размещения выработок могильника и интервалы глубин, опре­
деляются размеры санитарной зоны отчуждения. При необходимости обосновыва­
ются изменения пространственного положения элементов могильника, намеченных
в техническом проекте его строительства.
Приведенный комплекс геолого-гидрогеологических исследований охватывает
задачи поиска, разведки и детального изучения участков строительства, определе­
ния параметров, характеризующих надежность рабочего пласта, размеров сани­
тарной зоны и прогноза геохимической обстановки недр на период существования
могильника. Однако, как отмечалось выше, важной целью комплекса геолого-гид­
рогеологических исследований участков является получение данных для оценки
рейтинга структурного блока земной коры по каждому участку; при этом важней­
шим показателем является стабильность конкретной геологической формации.
Геологическая формация считается стабильной в течение 300—500 лет для
низкоактивных РАО и в течение 10 — 10 лет для отработавшего ядерного топ­
лива и высокоактивных РАО.
Накопленный опыт при изучении эволюции земной коры, исчисляемой геоло­
гическими эпохами, дает уверенность в обоснованном выборе тектонически ста­
бильных («мертвых») зон земной коры, наиболее пригодных для размещения
всех видов РАО, в том числе и высокоактивных отходов. К таким зонам отно­
сятся платформенные зоны континентов, а внутри них — древние щиты. Пояса с
интенсивными тектоническими процессами, высокой сейсмичностью и интен­
сивным вулканизмом являются неприемлемыми для размещения ОЯТ и РАО на
длительный срок.
Результаты космогеологических исследований дают новые представления о
земной коре как среде, интенсивно нарушенной системой разломов. Выбор ста­
бильного блока, состоящий из оценки тектонической безопасности и определения
его целостности в заданном интервале времени, прогноз общей тенденции к под­
нятию или опусканию, вероятность изменения режимов водоносных горизонтов в
течение длительного времени, скорости тафрогенных процессов* в прилегающих
районах и ряд других факторов детального структурно-тектонического анализа
Тафрогенные процессы — образование разломов, трещин в земной коре в условиях ее растяжения на фоне
поднятия коры.

397

в сочетании с технологическими параметрами РАО основываются на анализе ком­
плексной информации, полученной при космических съемках поверхности, буро­
вых работах в районе, потенциально пригодном для размещения РАО, и др. [108].
Учитывая отечественный и зарубежный (США, Канада, Франция) опыт, счи­
тают, что наиболее пригодными породами для размещения РАО являются гра­
ниты, туфы, соляные массивы, мощные отложения глин. Задача состоит в надеж­
ном выборе стабильной («мертвой») зоны, стабильного блока внутри «мертвой»
зоны максимально инертной по отношению к физическому воздействию РАО гео­
логической формации.
Определяющим условием пригодности пород является допустимый уровень
скорости фильтрации газа и жидкости в породном массиве в заданном интервале
времени.
Если допустить возможность разгерметизации капсул или контейнеров высоко­
активных РАО в результате коррозии спустя 10 лет, то практическое значение
приобретают адсорбционные свойства окружающих горных пород в зависимости
от вида РАО. Практическое значение имеют и физико-химические реакции в гор­
ных породах в приконтурных зонах, препятствующих диффузии радионуклидов в
окружающий массив.
Локализация урановых месторождений в геологических формациях (в том
числе результаты анализа распространения радиоизотопов в районе природного
«реактора» в Габоне) указывает на целесообразность выбора типа стабильных
геологических формаций, уже проверенных природой на практике в течение гео­
логических эпох.
Проблема выбора площадки для строительства могильника РАО с геологиче­
ской точки зрения включает в себя следующие две взаимосвязанные задачи:
подбор массива, имеющего на время строительства объекта физико-механиче­
ские свойства и химический состав пород, их тектоническую нарушенность и
напряженно-деформированное состояние в допустимых пределах, т.е. благоприят­
ных для сооружения выработок специального назначения;
прогноз развития в выбранном массиве различного рода геологических и гео­
механических процессов, направленно преобразующих вмещающую геологиче­
скую среду и влияющих на сохранность могильников РАО.
Очевидно, что решение первой задачи заключается в выборе тектонически
стабильного блока земной коры, сложенного прочными (а сж > 80 МПа), слабодислоцированными, инертными по отношению к физическому воздействию РАО гео­
логическими формациями, обладающими свойствами геохимических и механи­
ческих барьеров распространению радионуклидов, имеющих весьма низкие
—9

—(\

значения водообмена (Кв < 10 -И0 ) и средний уровень естественных тектони­
ческих напряжений.
Многолетний опыт в изучении горно-геологических условий разработки ура­
новых месторождений позволил предложить инженерно-геологические методы
исследований горных массивов. С помощью этих методов на основе документа­
ции горных выработок и керна разведочных скважин, результатов лабораторных
исследований физико-механических свойств вмещающих пород стало возможным
производить автоматизированное построение объемных моделей нарушенности
геологической среды и выделять в ее составе неоднородности, определять их
398

количественные характеристики, устанавливать функциональные зависимости
между различными показателями свойств и состояний пород.
Прогноз развития геологических процессов в пределах выбранного для строи­
тельства могильника РАО участка массива основывается прежде всего на прин­
ципе учета направленности эволюции земной коры в пределах изучаемого района.
Однако использование традиционных геологических методов позволяет лишь
качественно (очень редко количественно) оценить исследуемые процессы, имея в
виду их прерывисто-непрерывный характер, а также значительный единичный вре­
менной интервал геохронологической шкалы: ярус — геологический «век» продол­
жительностью (3-5-5) • 10 лет. Наилучший результат дает совмещение указанных
методов с методами изучения современных (за последние 300 лет — инструмен­
тальные наблюдения) и молодых (за 10 лет — геоморфологический метод) текто­
нических движений, но только для определенных структурно-тектонических эле­
ментов земной коры. Результаты геодезических наблюдений показывают, что
средние скорости вертикальных и горизонтальных движений отдельных блоков
земной коры и литосферных плит составляют 10—30 мм/год, достигая иногда
100—150 мм/год.
Наиболее сложной задачей является прогнозирование гидрогеологических про­
цессов, включающих в себя изменения режима гидротермальных вод и их хими­
ческого состава. В настоящее время не существует достаточно надежных методов
прогноза указанных явлений. Но известно, что режим поверхностных вод, а воз­
можно, и подземных резко меняется в результате сдвиговых деформаций, проис­
ходящих при землетрясениях. Кроме того, установлено, что скорость деструкции
земной коры может достигать по вертикали 5—7 км/млн лет, а по латерали* 50—
250 км/млн лет.
Таким образом, фактор времени становится доминирующим в прогнозной оценке
экологически безопасного захоронения РАО, функционально связанной с уровнями
горного давления, температуры и степенью агрессивности окружающей среды.
Активация скорости протекания физико-химических реакций под действием
температуры, жесткой радиации в технологических барьерах, внешнего горного
давления определяет необходимость расчета термоактивируемых процессов и тех­
нологического управления ими при подготовке отходов к захоронению в конкрет­
ных геологических условиях.
Горное давление, скорость отвода теплоты (определяется свойствами пород­
ного массива) изначально определяют требования к параметрам контейнера (его
размерам, интенсивности теплоотвода, сроку хранения). Возникает взаимосвязь
массив — контейнер — РАО, обеспечивающая надежность системы контейнер —
могильник — структурный блок породного массива. Прогноз многофакторного
взаимодействия РАО с окружающей средой призван дать оценку степени гаранти­
рованное™ защитных свойств могильника-захоронения.
Рассмотрим один из принципов аналитического подхода к выбору участка захо­
ронения РАО [108]. На этапе выбора участка для строительства могильника РАО
проводится анализ исходной инженерно-геологической информации. Очевидно, что
учет существующего многообразия факторов геологической среды зависит от тре­
бований, предъявляемых к сооружениям различного назначения, а их значимость
•Латеральная деструкция — боковое смещение массивов земной коры.

399

Таблица 13.8. Результаты экспертной оценки исходных инженерно-геологических показателей
первого уровня для выбора областей сооружения могильников РАО [108]
PAO-I

РАО-Н

РАО-Ш

Индекс значимых факторов

Фактор геологической среды

*i

52

*3

осадочные

0,5

0,7

1,0

метаморфические*
вулканические

0,3
0,4

0,5
0,6

1,0
1,0

интрузивные**

0,2

Мощность формации

0,1

0,5
0,5

1,0
0,9

градиент скоростей тектонических движений

-0,1

-0,5

-1,0

энергия землетрясений

-0,5

-0,3

-0,1

плотность региональных разломов

-0,6

-0,8

-1,0

тепловой поток

-0,01

-0,2

-0,3

скорость деструкции земной коры

-0,01

-0,1

-0,3

температура подземных вод

-0,1

-0,8

-1,0

пьезометрический уровень напорных вод

-1,0

-1,0

-1,0

водообмен

-0,8

-1,0

-1,0

Криогенный фактор

-0,9

-0,2

-0,1

Всего

0,39

0,55

0,76

Геологические формации:

Параметры тектонических процессов:

Параметры эндогенных процессов:

Параметры гидрогеологических процессов:

* Метаморфические формации — породы, претерпевшие в глубинах Земли изменения под действием тем­
пературы и давления и превратившиеся в сланцы, гнейсы, мрамор.
** Интрузивные формации — породы, образовавшиеся в результате застывания магмы в толще земной коры.

определяется экспертной оценкой специалистов (табл. 13.8). Максимальный значи­
мый уровень фактора соответствует единице, а минимальный — нулю.
Обобщенный индекс значимых факторов имеет вид

7 =

1

где п — число значимых факторов; а;. — уровень значимости /-го фактора для
РАО данного вида.
Экспертная оценка значимых факторов для создания могильников охватывает
варианты захоронения низкоактивных (PAO-I), среднеактивных (РАО-П) и высоко­
активных (РАО-Ш) радиоактивных отходов. Качество структурного блока с пози­
ции степени нарушенности (трещиноватости), прочности пород, степени обвод400

ненности и скорости фильтрации, уровня действующих напряжений определяет
его устойчивость в заданном интервале времени.
В рамках формализованного подхода к выбору структурного блока необходимо
ввести коэффициенты, отражающие разнообразие данных факторов для вариантов
участков, подвергающихся анализу.
Возможна оценка уровня «качества» анализируемого фактора с помощью коэф­
фициента
К, = ±-^-,

(13.2)

где Р, — количественный показатель значимого фактора данного конкретного
блока земной коры; Р /тах — максимально возможный показатель в рассматривае­
мом регионе; знак перед дробью зависит от возможного ущерба, наносимого дан­
ным фактором при условии геоэкологической безопасности захоронения. При
этом значимый фактор приводится к виду

Yi =

a

(
i +.»<

Р/
г/max/

V

(13.3)

Из (13.3) с учетом (13.1) получаем

''-ii-'tar
• _ 1

\

(13.4)

• /max/

Показателем снижения качества блока является коэффициент

s, = s(/s0.
Поясним значение знаков, используемых в выражении (13.3). Например, чем
меньше нарушенность структурного блока, тем блок более стабилен. Принимая
коэффициент структурного ослабления Xf < 1, получаем, что коэффициент К2 =
= +A.J./1 положителен (А,тах = 1).
Чем выше прочность данного типа горных пород в регионе, тем стабильнее
структурный блок, а значит, коэффициент

к, = + °сж''
а

с ж max

также положителен. В то же время чем выше скорость фильтрации грунтовых вод
1>ф, тем менее экологически безопасен выбранный блок и коэффициент К4 —
отрицательный:

ф max

401

и т.д. Исходя из этих соображений, получают знаки значимых факторов. Зададим
матрицу значимых факторов в виде:
\

Х2

Хъ

Х„

X,

а,

«2

а3

а„

*2

а.

а2

а3

а„

*3

«1

а

2

а3

а„

*„

а,

а2

а3

ая

Х

Здесь показателем качества блока (рейтингом блока) является
х = a A:
/ i i + а 2 £ 2 + ... + а^ Л .
Выбор участка захоронения РАО данной категории (из ряда кандидатных участ­
ков) может быть проведен в соответствии с

\ы-

max х / 0 = max

где х /0 — оптимальный вариант условий в параллельных выборках.
В единичной выборке
х /0 = max кг
Предположим, что возникла необходимость сравнения участков в целях выбора
оптимального решения. Допустим, что в пределах каждого участка совокупность
параметров соответствует распределению Пуассона, но отличается предельными
значениями х

х™ш (рис. 13.17), т.е. соблюдаются следующие условия:
mm

х1

max

Х0

X,

< х2

< х3

< X,

< X,

— Хо К. X -;

Вероятность встречи участка с низким качеством (более низким рейтингом)
соответствует распределению 1 на рис. 13.17. При этом характеристики принятых
участков соответствуют условиям
N

\

N

>

2

N

>

3

Too Too Too*
Таким образом, исходя из необходимости учета вероятности встречи участка с
низким рейтингом, следует использовать критерий Байеса—Лапласа (BL-критерий)
ZBL = max £ Ktqi9
i =1

402

Рис. 13.17. Варианты (кривые /—3) распределения значимых факторов [108]

где ZBL — оценочная функция; qi — вероятность появления данного качества.
С этой целью необходимо составить матрицу с указанием математического
ожидания х
х,

Д5 1

Хп

Д5,

х 3 —> А53

х„ —> Д8„
п
п

исходя из информационного опроса параметров каждой выборки. Из практиче­
ских соображений (близость населенных пунктов, транспортных магистралей и
др.) следует оценить уровень допустимой вероятности встречи участка с низким
рейтингом, но обеспечивающим экологические выгоды принятого решения. Веро­
ятность встречи участка с рейтингом ниже х (с предельно допустимым значе­
нием рейтинга)

Р, = Л ^ / 1 0 0 .
403

Допустимая вероятность попадания на участок с низким рейтингом принимается

Выбор участка с наиболее высоким рейтингом определяется значением BL-критерия в соответствии с выражением
( Z BL)onp

=

max

(ZBL)/-

Изложенное приемлемо при условии, что произведения а ^ -> const и не зави­
сят от времени. Это имеет практическую значимость для задач захоронения
радиоактивных отходов на период около 300—500 лет и в какой-то степени отхо­
дов группы II со сроком хранения не более 10 лет.
Для случая захоронения высокоактивных РАО и ОЯТ со сроком захоронения
свыше Г0 лет произведения а ^ являются функциями времени:
Естественный процесс роста энтропии ведет к понижению рейтинга выбирае­
мого участка.
Рассмотрим два возможных варианта изменения кривой распределения значений
ni (рис. 13.18). В первом варианте распределение %t неизменно по форме, но сме­
щается в область более низких значений параметра х,- (кривая 2 на рис. 13.18, а).
Во втором варианте распределение х,. смещается и изменяет форму. В этом случае
следует рассмотреть кривые распределения 2 и 3 (рис. 13.18, б).
Допустим, что основной причиной снижения рейтинга являются геомеханиче­
ские процессы, приводящие к деструкции структурного блока в заданном поле
напряжений. При сравнении двух или более конкурирующих участков участок с
первоначально наиболее высоким рейтингом, но с большей скоростью роста энт­
ропии не исключает более значимый уровень экологического риска. Скорость
роста энтропии является важным фактором в оценке степени экологического
риска.
При изменении формы функции распределения (см. рис. 13.18, б) варианты 2 и 3
неравнозначны. При постоянной скорости смещения функций распределения 2 и 3
N
/

f
i
i
i
i

3

Y
v

J

V

i

V/
/','
;
' /
/

LZ

/

у\
Л

Л\

/

ч

ч

ч

\

б)
Рис. 13.18. Изменения распределения значимых факторов во времени
404

рейтинг участка, которому соответствует кривая 3, выше, чем участка с функцией
распределения, представленной кривой 2. Очевидно, что рост энтропии следует
включать в конкретную физико-механическую модель процесса деструкции
структурного блока. Только в этом случае могут быть получены численные
оценки изменения рейтинга блока во времени.
Кинетическая теория прочности твердых тел, адаптированная в приложении к
горным породам и породным массивам, дает такую возможность. Рассматривая
разрушение элемента объема как термоактивизируемый процесс, протекающий на
всех масштабных уровнях под действием давления и температуры, время разру­
шения т блока можно представить как

где а ; — интенсивность действующих напряжений; U0 — энергия активизации
разрушения породы; у — коэффициент, характеризующий уровень нарушенности
массива; R — универсальная газовая постоянная; Т — абсолютная температура;
г0 — коэффициент, характеризующий конкретную породу.
Рассмотренный подход к выбору участка строительства могильников РАО, осно­
ванный на теории принятия технических решений и использовании кинетической
теории прочности твердых тел, не исключает применения других подходов, позво­
ляющих аналитически обоснованно выбрать площадку захоронения РАО.
Существует точка зрения, что одним из перспективных технических аспектов
проблемы захоронения высокоактивных отвержденных отходов является использо­
вание скважин большого диаметра (более 400 мм) глубиной 1000—1500 м, что
обеспечит экологическую безопасность захоронения на период до 10 тыс. лет.
В связи с этим определенный интерес представляет аналитический подход к про­
блеме разрушения пород горного массива вблизи скважин, приведенный в [109].
Разумеется, что и при скважинном варианте захоронения сохранение изолиру­
ющих свойств пород, исключающих возможность миграции радионуклидов в
окружающую среду, должно базироваться на принципах долгосрочного прогнози­
рования состояния породного массива, ослабленного системой скважин и подвер­
гающегося интенсивному воздействию теплового поля и излучения в приконтурных зонах скважин. Предпосылки к разрушению создают действующие
гравитационные напряжения и тектонические силы в породных массивах. Таким
образом, общее воздействие на ослабленный массив определяется суммой при­
родных и техногенных факторов. Динамика развития процесса деструкции пород­
ного массива дает возможность спрогнозировать и на основе многовариантного
подхода определить технические условия конструкции могильника, характеризу­
ющие его экологическую и экономическую эффективность.
Представляют интерес геомеханические аспекты проблемы, ориентированные
на технику разрушения породного массива под действием давления и темпера­
туры в течение периода времени до 10 лет. Гравитационные, тектонические и
термические напряжения в заданном поле температур, управляемом количеством
и концентрацией ВАО в отвердителе, а также расположением блоков в простран­
стве, рассматриваются как основные причины роста энтропии системы породного
массива. Физическая модель процесса основана на расчетах теплового воздей­
ствия на массив и развития процесса деструкции под действием механических
405

напряжений на основе кинетической теории прочности твердых тел, адаптирован­
ной в приложении к горным породам.
Рациональный технический проект могильника может быть осуществлен при
условии комплексного выполнения расчетов на основе многофакторного банка
данных о начальном состоянии породных массивов и их взаимодействии с ВАО.
В [109] исследовалась модель из пяти глубоких скважин большого диаметра, рас­
положенных на расстоянии 5,5 м друг от друга и затампонированных на глубину
до 500—600 м стойким цементным составом. Ниже в бентоните размещены кон­
тейнеры с высокоактивными отходами. Интервал тампонирования бентонитом
определяется параметрами отходов, свойствами породного массива и условиями
экологической безопасности в заданном интервале времени.
Размещение кустов скважин в массиве, расстояние между ними (как фактор,
определяющий процесс деструкции массива под действием давления и темпера­
туры) являлись предметом исследования.
Рассматривался тектонически нарушенный породный массив, по свойствам
подобный гранитам и сохраняющий свои упругие свойства до 500 К. Было пока­
зано, что параметры напряженно-деформированного состояния в приствольных
зонах скважин большого диаметра могут быть получены численными методами в
рамках упругой модели, а следовательно, существует возможность расчета полей
механических напряжений, возникающих на различных глубинах в приконтурных
зонах взаимодействующих между собой скважин.
На рис. 13.19 в качестве примера представлены изолинии механических напря­
жений, полученные в результате расчета для заданного внешнего поля напряже­
ний а^ * czz. Очевидно, что эти результаты могут рассматриваться как исходные
предпосылки для прогнозирования состояния геологических пород в зоне захоро­
нения РАО [109].
Не менее важен учет температурных полей в приствольных зонах глубоких
скважин с ВАО. Структура породного массива, представленного скальными поро­
дами, может быть настолько многообразна, что построить его геологическую
модель бывает затруднительно. Для того чтобы оценить распределение темпера­
туры в приствольных зонах скважин, необходимо знать температуропроводности
в естественных скважинных условиях; причем глубину в радиальном направлении
от скважины, на которой исследуются свойства, необходимо определять в зависи­
мости от расположения разлома. Структурные нарушения такого типа могут ока­
зывать существенное влияние на температурные характеристики и динамику рас­
пространения их в массиве.
Для определения температурных полей в породе для скважины с тепловыделя­
ющими отходами необходимо знание теплоотводящих свойств пород. Авторы
[109] предлагают для определения температуропроводности пород прискважинной зоны использовать метод искусственного теплового поля, реализация кото­
рого возможна при бурении скважин. Этот метод состоит в специальной последо­
вательности операций, суть которых заключается в искусственном изменении
естественного температурного режима скважины и специальной обработке полу­
ченных результатов.
406

^

• 32 МПа

Тектонический
х ^ ^ разлом

агг= 16 МПа

Рис. 13.19. Распределение механических напряжений в приконтурных зонах скважин [109]

Поле температур, искусственно создаваемое в скважине, описывается уравне­
нием теплопереноса:

\др2

' dt

р dp

dz2;

Начальные условия имеют вид Т(р, г, 0) = ф(р, г). Граничные условия следу­
ющие: T(R, z,t) = y {z, i).
При f = т (в момент прекращения искусственного теплового воздействия)
имеют место условия сопряжения:

ае
аР

1+\

P-R,

дг \г

- ш.

=х

> е< = е < 4 = *,

Щ+1

дР

д 2

Р-Л,

> e/ = V . гL= .г.
407

В приведенных формулах Т — температура; 8 — относительная температура
(при искусственном тепловом воздействии); А, Д г — теплопроводности породы;
с — объемная теплоемкость породы; t — время искусственного теплового воз­
действия; т — время восстановления; р, z — координаты (горизонтальная и вер­
тикальная); Rt, Zj — граница между средами с различными теплофизическими
свойствами; /; j — номера границ; (р, у — функции изменения температуры при
искусственном тепловом воздействии.
Решением уравнения будет серия кривых, характеризующих восстановление
температуры для пород с различными тепловыми свойствами, окружающих сква­
жину. Соответствие экспериментальных точек какой-либо из теоретических кри­
вых и позволяет судить о теплопроводности приствольной зоны скважины. Для
выявления теплофизических неоднородностей массива на требуемых расстояниях
после полного восстановления естественного режима производят последующее
воздействие на большей глубине.
Полученные таким образом количественные значения теплофизических харак­
теристик будут основой для прогнозирования температурных нагрузок на кон­
струкционные материалы системы отходы—массив, оптимального размещения
отходов и конструктивного оформления могильника.
Для расчета температуры в хранилище с учетом характеристик и объемов
отвержденных отходов, реальных свойств массива используется уравнение тепло­
проводности
с

Tt

=

р Т? L p М Г ) ^ J + Тш \-K{T)Tz J + *° е

*

(13 5)

'

Начальные условия имеют вид Г(р, 2, 0) = (р(р, z). Граничные условия записы­
ваются как
дТ _ дТ
dp
dz

q
А.скв

Здесь ^скв — теплопроводность заполнителя скважины; / — время; к — расчетный
промежуток времени; q0 — начальное тепловыделение BAO; q — мощность излу­
чателя.
На рис. 13.20 и 13.21 показаны изолинии температуры, полученные расчетом
для случая захоронения пяти источников тепловыделения в массиве пород, пере­
сеченном тектоническим разломом, через / = 1 мес и t = 80 лет после захоронения.
Концептуальная модель разрушения массива горных пород исходит из прин­
ципа аддитивности действующих напряжений. Это позволяет записать эффектив­
ное напряжение в элементе объема пород в виде
<сг(0>г/ = « а ^ + ^ Ь ) ^
где (a) j, (а) 2 — напряжения, вызванные совместными тектоническими и термо­
упругими воздействиями (температура Т является функцией времени).
408

Рис. 13.20. Температурное поле в массиве горных пород через 1 мес после захоронения ВАО в пяти
скважинах [109]

Принципиальная возможность слежения за распространением фронта разруше­
ния внутри массива породы или анализа возникновения локальных зон деструк­
ции реализуется путем последовательных решений уравнения вида
h<*n + ('2 " ' l K - 1 + ('l - '2)%-2 + -

+

('„ - *п- > 1 = W

^

, (13.6)

где U0 — энергия активации разрушения породы; / — время разрушения /-го элемента породы; т0 = 10

-13

с; для /-го элемента породы со/ = ехр

RTtAr
V

J <a>,df
г.
"i-i

здесь cz — удельная теплоемкость /-го элемента породы; Дг — шаг осреднения;
(a) f. — эффективное напряжение в /-м элементе породы; у^ — структурный коэф­
фициент породы.
Повышение температуры в приконтурной зоне могильника сопровождается
увеличением объема нагретых пород. Породы являются рабочим телом, способ409

Тектонический
разлом

Рис. 13.21. Температурное поле в массиве горных пород через 80 лет после захоронения ВАО в пяти
скважинах [109)

ным совершать работу, направленную на формирование протяженных магистраль­
ных трещин в окрестности скважины;
^эф

р£ J AT(r) dr
2£

v^

(13.7)

где Е — модуль упругости; Р — коэффициент линейного расширения; ц — коэф­
фициент Пуассона; Лэф — эффективный радиус; V0 — исходный объем рассмат­
риваемого элемента породы.
В самом общем виде площадь поверхности образующейся трещины может
быть оценена по соотношению
A~2yS,
(13.8)
где S — площадь поверхности трещины; у — удельная поверхностная энергия
породы, которую можно выразить через коэффициент интенсивности напряжения.
При проектировании могильника процессы объемной деструкции горных
пород и возможный механизм формирования магистральных трещин требуют
детальных расчетных проработок на основе специальных исследований, воз­
можно, с имитацией тепловых полей в скважинах. Таким образом, в рамках кон410

цептуального подхода имеется возможность постановки логически обоснованных
экспериментальных исследований состояния породных массивов, содержащих
тепловыделяющие упаковки с ВАО, и прогноза состояния пород, а значит, и безо­
пасности захоронения.
Однако при этом необходим учет ряда привходящих факторов, которые могут
оказать негативное влияние на безопасность захоронения. Так, ранее предполага­
лось, что порода по всей рабочей зоне могильника нагревается равномерно и про­
исходящие при этом процессы развиваются в ограниченной заранее предусмот­
ренной зоне. При этом считалось, что система ВАО — конструкционные
элементы скважины — массив пород не имеет аномальных отклонений размеров,
изменяющихся со временем и под действием тепловых и механических нагрузок.
Но анализ реальных данных о строении массива горных пород показывает, что
они в большинстве случаев характеризуются неоднородностью как по составу и
структуре, так и по свойствам на отдельных участках. Указанные обстоятельства,
а также возможные нарушения технологии бурения, обсадки скважины, тампо­
нажа затрубного пространства приводят к тому, что при бурении скважин увели­
чивается диаметр, возникают большие каверны. Причинами локальных изменений
диаметра скважины при бурении для различных типов пород являются: для скаль­
ного массива — наличие тектонически перемятых пород и пород с низкой твердо­
стью, залегание их в сводовой части структуры массива, неправильно выбранный
режим бурения; для глинистых и соляных пород — применение промывочной
жидкости без учета физико-механических свойств пород и большого гидростати­
ческого давления (явления осмоса). Вследствие указанных обстоятельств отдельные
участки скважин имеют различные теплофизические характеристики, что приво­
дит к аномальному повышению температуры по сравнению с расчетной, форми­
рованию поля деформаций и изменению характеристик изолирующих свойств
массива пород [ПО].
Зонами развития аномальной температуры могут быть: каверны, заполненные
плохо сцементированным тампонажным раствором или обрушенным породным
материалом; литологические разности в горном массиве с пониженными теплофи­
зическими характеристиками; приконтурные зоны могильника с изменяющимися
во времени свойствами под воздействием температуры и других факторов.
Анализ влияния теплофизических неоднородностей на температурное поле
могильника показал, что структурные неоднородности массива с пониженными
теплофизическими характеристиками формируют зону, препятствующую отводу
теплоты. Кроме того, рост температуры приводит к возникновению повышенной
трещиноватости в результате развития температурных напряжений в породах, а
радиолиз при повышенной температуре может способствовать изменению состава
породы — заполнению пор газами, полиморфным превращениям, реакциям окис­
ления и восстановления, дегидратации минералов.
Независимо от числа защитных барьеров общим требованием для них является
обеспечение надежной изоляции. Для этого необходимо знать, какие изменения в
свойствах и структуре барьеров возникают под воздействием технологических
нагрузок, сопровождающих функционирование могильника.
Каждый компонент многобарьерной системы должен быть испытан при макси­
мальной температуре и суммарных дозовых нагрузках с учетом компонентного
состава излучения. Эти данные будут являться исходными при математическом
411

моделировании совместного воздействия основных осложняющих факторов —
температуры и горного давления.
Реальным отрицательным фактором будет являться возникновение вблизи
могильника зоны структурных нарушений. Эта зона может возникнуть изна­
чально из-за природных геологических аномалий, а может сформироваться или
расшириться при воздействии излучения. При этом основная роль принадлежит
физико-механическим и теплофизическим свойствам барьеров.
Для определения допустимого размера теплофизических неоднородностей
необходимо для конкретных условий определить характер изменения темпера­
туры после размещения в нем источника тепловыделения (ВАО). Далее, исходя из
состояния пород, вмещающих могильник, .следует задаться значением критиче­
ской температуры Г , выше которого не допускается увеличение температуры.
Затем, выбирая различные материалы барьеров, следует рассчитать температуру в
них при различном радиусе зоны структурных нарушений. Для удобства вводятся
относительная температура Т = Т IТ0 (Г0 — температура в могильнике без теп­
лофизических неоднородностей) и относительный радиус скважины R = RCKB/RCH
(Rc н — радиус зоны структурной неоднородности).
В результате решения уравнения теплопроводности (13.5) с начальными уелоЯТ I

ят

виями Г(р, 2, 0) = <р(р, г) и граничными условиями —

= —

СО
г

02
'о = г
к

~
отх

отх

= - £ - можно получить графики изменения температуры в зависимости от вреЧкв
мени / теплового воздействия РАО, а также от размеров и свойств заполнителя
скважины при наличии или отсутствии структурных нарушений породы
(каверны). Это позволяет оценить допустимые размеры увеличения поперечного
сечения выработки с различными заполнителями при захоронении ВАО.
В качестве примера на рис. 13.22 и 13.23 представлены схема скважин с кавер­
нами для расчета температурных полей и результаты расчета для заданного промежутка времени К = 40 лет при удельном начальном тепловыделении q0 = 600 Вт/м ,
коэффициенте теплопроводности заполнителя скважины Хскв = 2,3 Вт/(м • К) и
удельной теплоемкости породы с = 700 Дж/(кг • К).
Из результатов расчета (см. рис. 13.23) следует, что наличие неоднородностей
(каверн) может существенно повлиять на температурный режим скважины-захо­
ронения, а значит, и на исходную эпюру термонапряжений герметизирующей
засыпки скважины (бентонита) и пород вокруг скважины.
На рис. 13.24 представлены эпюры температуры и термонапряжения в бенто­
нитовой засыпке и горной породе приконтурной зоны скважины в случае отсут­
ствия в этой зоне структурных нарушений (каверн). Виден плавный характер
зависимостей T(R) и G(R) как в бентоните, так и в породном массиве.
Наличие каверн приводит к локальному росту температуры в окрестности
скважины; при этом температура породы может заметно превышать критическое
значение ее для данной породы (см. рис. 13.23), а это, в свою очередь, может при­
вести к возникновению напряженно-деформированного состояния и появлению
412

**р

8

Рис. 13.22. Схема скважин с кавернами для
расчета температурных полей в неоднородной
системе отходы — массив [110]:
1 — пенал с ВАО; 2 — заполнитель выработки;
3 — каверны; 4 — обсадка; 5 — вмещающие
породы

о, МПа' L

Природный массив

6
5

"

100
80

3

60

Т

~

40

. 20

1
0

! / •
/

-1
-2

Г,°С
120

4

2

кдв/ Л а

Рис. 13.23. Влияние размера структурных
нарушений на изменение относительной тем­
пературы в скважинах с тепловыделяющими
РАО [110]:
/ — вода, отходы (без структурных наруше­
ний); 2 — структурные нарушения, близкие к
нарушениям пород средней трещиноватости [X =
= 0,5 Вт/(м • К)]; 3 — структурные нарушения,
соответствующие сильнотрещиноватым разру­
шениям пород [X = 0,1 Вт/(м*К)]

i

• Бентонит

Л

1

\

\

i

i

i

i

2

3

4

5

***'-'^^

0>
Л, м

°

Рис. 13.24. Температура и термонапряжение в бентоните и массиве горных пород, возникающие
через 5 лет после захоронения РАО (при отсутствии каверн) [ПО]

413

структурных нарушений (трещиноватости) в приконтурных слоях породы, а сле­
довательно, к понижению степени безопасности захоронения.
Предотвратить структурные нарушения можно за счет принятия проектных
решений, снижающих вероятность возникновения теплофизических неоднородностей; ликвидации неоднородностей, появляющихся на стадии сооружения захороне­
ния; контроля за возможным их возникновением в ходе эксплуатации могильника.
Согласно [ПО] при сооружении выработок, предназначенных для захоронения
тепловыделяющих РАО, необходимо осуществлять их проходку таким образом,
чтобы минимизировать отклонение размеров от проектных. Для этого необходимо
еще на стадии проектирования обосновать способ и технологию бурения для каж­
дого отличающегося по характеристикам слоя пород, а также способ и средства
крепления скважин, тампонажа затрубного пространства. Для снижения кавернообразования при сооружении могильников скважинного типа целесообразно
состав промывочной жидкости подбирать таким образом, чтобы минимизировать
ее фильтрацию в породы, проводить искусственное изменение структурных и проч­
ностных свойств пород прискважинной зоны; при выборе режима и способа буре­
ния учитывать геолого-минералогические, физико-механические свойства пород и
положение скважин в массиве.
Для оптимизации теплового режима могильника особые требования должны
предъявляться к теплофизическим характеристикам и структуре тампонажных
материалов, в качестве которых в большинстве случаев используются засыпные
материалы. Регулировать теплофизические характеристики рыхлой системы
можно двумя способами: подбором частиц с высокой теплопроводностью и выбо­
ром размеров частиц. Механические характеристики засыпных систем сильно раз­
нятся, поэтому должны исследоваться в естественных условиях. Если при прово­
димых мероприятиях по сохранению целостности массива каверны все же
возникли, то следует заполнить их высокотеплопроводным материалом.
В оптимальном случае материал для заполнения каверны и основная порода
должны иметь одинаковые теплопроводности, температуропроводности, коэффи­
циенты объемного расширения и плотности. При эксплуатации могильника сле­
дует проводить контроль за динамикой температурного режима с помощью
наблюдательных скважин. Таким образом, для ограничения температурных воз­
действий при захоронении РАО необходимо исключать отклонения размеров от
проектных при проходке выработок, конструкционные материалы могильника
подбирать с учетом структуры и теплопроводности системы могильник—массив,
при функционировании могильника проводить контроль за возникновением теп­
лофизических неоднородностей. Принцип контроля может быть основан на изме­
нении температурного режима породного массива, который при захоронении РАО
приводит к изменению термомеханического равновесия состояния породы. Это
изменение может происходить не только ь зоне прогрева, но и в зоне отрывного
разрушения породы, существование которой представляет определенную опас­
ность в отношении разгерметизации захоронения.
В процессе изменения термонапряженного состояния породы происходят
релаксационные явления, приводящие к разгрузке массива и излучению микро­
сейсмических сигналов, которые могут быть достаточно надежно зафиксированы.
Существуют измерительно-вычислительные сейсмические комплексы, позво­
ляющие оценивать изменение формы и местоположение зоны разогрева захороне­
ния РАО с фиксацией скорости колебаний поверхности породы около 1—5 нм/с.
414

Зоны температурной и механической неоднородностей могут быть выявлены на
глубинах до 1000 м. Это позволяет осуществлять мониторинг вводимых в строй
захоронений РАО, а значит, контролировать степень их надежности, а следова­
тельно, и безопасности.
13.9.2. Обоснование надежности захоронения РАО

Обоснование надежности требуется для количественно-вероятностной оценки
безопасности. В существующих исследованиях по обоснованию надежности захо­
ронений РАО под системой глубинного захоронения понимается комплекс, вклю­
чающий в свой состав гидроизолированную камеру с отвержденными РАО в труд­
норастворимой упаковке и окружающую толщу горных пород, сквозь которую
радионуклиды не смогут мигрировать на земную поверхность даже при попада­
нии в камеру воды и растворении РАО.
В качестве примера рассмотрим основные методические положения подхода к
оценке надежности глубинного захоронения ТРО, приведенные в [115]. Расчетная
схема захоронения представлена на рис. 13.25. Согласно [115] «надежность сис­
темы глубинного захоронения РАО — это заложенное при ее проектировании
свойство не допускать в заданном интервале времени превышения приемлемого
для общества уровня риска радиационных потерь за счет совокупного влияния
всех неточностей расчетов или за счет аварийной разгерметизации и возникнове­
ния утечки радионуклидов за пределы зоны отчуждения», т.е. # z < И при г > г0,
где # Е — суммарный индивидуальный риск радиационных потерь от всех собы­
тий, приводящих к разгерметизации системы захоронения и попаданию радионук­
лидов в сферу деятельности человека; И — приемлемый уровень индивидуаль­
ного риска радиационных потерь за время контакта человека с радионуклидами и
последующего времени его жизни (ежегодный приемлемый уровень индивидуаль­
ного риска радиационных потерь принимается равным 10 — 10" 1/год [116]).
_—_-""————_—_""_—•—г-_— Водоносный горизонт

Рис. 13.25. Расчетная схема захоронения РАО [115]:
г0 — радиус геобарьера
415

I1D ~~

Выражение —Е

S

< 1 принимается в качестве показателя надежности. Опыт
пр

длительной эксплуатации глубинных захоронений РАО фактически отсутствует,
поэтому затруднительно обоснованно оценить неточности проектирования, кото­
рые могут привести к утечке радионуклидов, превышающей расчетную. В связи с
этим при оценках надежности захоронения РАО обычно рекомендуется использо­
вать только вероятность ошибки геолого-разведочных работ при выборе пло­
щадки захоронения. Кроме того, следует учитывать, что в отличие от источников
радиационной опасности, действующих в период жизни человека, в данном слу­
чае невозможно измерить надежность. Однако оценки надежности возможны, так
как в России и за рубежом для оценки радиационной безопасности захоронения
пользуются только расчетным значением возможной дозы облучения. Следует
отметить также, что, хотя речь идет о маловероятных событиях и больших неоп­
ределенностях, не рекомендуется принимать в качестве верхнего предела радиа­
ционного ущерба значение, большее, чем 10" 1/год, так как при глубинном захо­
ронении в результате любой маловероятной аварии (за исключением крайне
редкой, такой как, например, падение крупного метеорита) на поверхность выйдет
незначительное количество радионуклидов по сравнению с выходом радионукли­
дов, сопровождающим аварийный выброс ядерного энергоблока.
В рамках методического подхода, предлагаемого в [115], значение # z опреде­
ляется по формуле
Иу = у Рп Рп Рп

Рп ,

/= 1

где Рп

— вероятность разгерметизации системы захоронения с образованием

утечки за счет маловероятных событий (в том числе за счет ошибок геологиче­
ской разведки или некачественного сооружения барьеров); Рп — вероятность кон­
такта человека с загрязненной водой или загрязненными природными объектами;
Р„
— вероятность появления радионуклидов в точке с координатами (х, у,
п

Цх,у,г,0

z) через время /; Рп — вероятность летального исхода от облучения (индивиду­
альный риск радиационных потерь при контакте человека с загрязненной средой).
Приведенное выше определение надежности позволяет использовать допусти­
мый (приемлемый) уровень утечки радионуклидов из системы захоронения при
рассчитанной вероятности ее возникновения. Для оценки вероятности возникно­
вения маловероятных событий, приводящих к разгерметизации камеры захороне­
ния и возникновению утечки радионуклидов, необходимо применять горно-техни­
ческие данные по сооружению могильника и геологические показатели породного
массива с учетом ряда природных явлений.
К природным явлениям, которые могут вызвать утечку радионуклидов из
могильника, следует отнести землетрясения, приводящие к сбросам смещения*,
* Сброс смещения представляет собой разновидность разрывных тектонических смещений горных пород, кото­
рые проходят по образовавшейся трещине; амплитуда сброса смещения может достигать 4—5 км.
416

падение метеорита с образованием воронки и системы трещин, вскрытие толщи
пород за счет ледниковой деятельности. Кроме того, следует учитывать, что в гео­
логической среде могут быть отдельные трещины, соединяющие могильник со
сферой деятельности человека (например, с водоносным горизонтом), не выявлен­
ные в процессе геологического исследования.
К инженерной деятельности человека, при которой может произойти вскрытие
могильника, если будут потеряны сведения о его местоположении, можно отнести
буровые работы. При оценке вероятности образования крутопадающих трещин за
счет тектонической деятельности рекомендуется исходить из того, что подобные тре­
щины могут появляться вследствие медленного подъема или опускания региональ­
ных геологических плит или в результате местной магматической деятельности.
Для того чтобы оценить вероятность пересечения зоны захоронения сбросами
смещения, необходимо, определить частоту образования сбросов смещения на
площади данного района, которая зависит от его геологического прошлого.
Обычно в тектонически устойчивых районах, находящихся в эпиконтинентальной
—8

—9

области, частота небольших сбросов смещения равна 10 —10 Угод на площади 5000 км . Кроме того, необходимо знать длину сброса смещения и сопостав­
лять ее с геометрическими размерами могильника. Средневзвешенное значение
длины небольшого сброса смещения для континентальной области может соста­
вить до 27 км. Необходимо учитывать также вероятность возрождения старых
трещин массива в случае возникновения новых напряжений породы как резуль­
тата удаленных землетрясений. Вероятность возникновения таких землетрясений
за одинаковый временной интервал в 10 раз выше, чем образование небольшого
сброса смещения, а число старых трещин определяется по данным геолого-разве­
дочных работ для каждого конкретного случая.
Частоту образования большого сброса смещения принимают в 10 раз меньшей,
чем частоту образования небольшого сброса. Частота образования очень боль­
шого сброса смещения, когда возможно поднятие РАО с глубины 500 м, принима­
ется в 1000 раз меньше частоты образования небольшого сброса.
Вероятность вскрытия горных пород за счет оледенения можно оценить, при­
няв за основу данные многих источников, согласно которым новый ледниковый
период может наступить не ранее чем через 10 лет. В период 10 —10 лет веро­
ятность вскрытия захоронения должна оцениваться с учетом того, что возмож­
ность накрытия площадки захоронения ледником можно определить как отношение
площади поверхности земли, покрытой льдом, и площади общей поверхности.
В Европе в период оледенения это отношение составляло 0,5.
Вероятность удара метеорита по зоне захоронения можно определить по
имеющейся статистической информации. Обычно глубина разрушения слоя
земной коры составляет 0,3 диаметра метеорита. Ниже воронки образуются
трещины различного сечения. Для оценки частоты возможных метеоритных
ударов, 1/(км • год), используется выражение
v = 10- ,3 D- 2 ' 4 ,
где D — диаметр метеорита.
Оценить вероятность вскрытия могильника за счет инженерной деятельности
будущих поколений сложно, так как обычно рассматриваются вероятные направ­
ления технической деятельности человека только за период, охватывающий
14 — 820

417

несколько столетий. Поэтому рекомендуется рассматривать факторы общего
характера, а среди тех мероприятий, которые могут вызвать разрушение геологи­
ческого барьера, согласно [115] следует рассматривать горные работы. Возмож­
ность осуществления умышленных действий, таких как саботаж или война, рас­
сматривать не имеет смысла, так как в первом случае не удастся достичь
желаемого эффекта, а во втором — ущерб от действий в масштабе страны будет
значительно выше, чем от выхода части радионуклидов на поверхность.
Для того чтобы оценить вероятность вскрытия зоны захоронения при горных
работах, необходимо определить вероятность потери сведений о существовании
могильника. Можно полагать, что в течение 10 лет такая вероятность равна нулю,
в течение 10 лет — маловероятна и в течение 10 —10 лет равна единице. В свою
очередь* вероятность попадания горной выработки в могильник будет зависеть от
вероятности проведения буровых работ на площади данной геологической форма­
ции и площади могильника. Вероятность попадания горной выработки в могиль­
ник можно оценить как

р = /> 6 (ys M ),
где Р б = 0,01 — вероятность бурения на поверхности площадью S \ S — площадь
поверхности региона; SM — площадь поверхности могильника.
Вероятность того, что при геолого-разведочных работах не была обнаружена
какая-либо единичная трещина, проходящая через геосферу в сферу деятельности
человека, может рассматриваться только для достаточно мелких трещин. Если
принять размер сечения такой трещины равным 1-10 см, а вероятность того,
что ее не обнаружили, равной 1, тогда вероятность утечки радионуклидов из
могильника будет составлять 1 после того периода, когда произойдет разгермети­
зация могильника и РАО начнут растворяться.
Вероятность распространения радиоактивных веществ за пределы зоны отчуж­
дения, рассчитанная по результатам решения миграционного уравнения с заменой
неоднородной среды на фиктивную однородную, может быть определена методом
статистических испытаний (методом Монте-Карло) [116]. При этом используются
экспертные оценки и логические предпосылки с учетом рельефа местности, кли­
матических условий и перспектив человека поселиться над могильником после
утраты сведений о его местоположении.
Оценка вероятности Р„
n

может быть выполнена также методом стати-

4x,y,z,t)

стических испытаний. Пример определения данной величины приводится в [116].
При этом учитывается, что трещина, образованная при тектонической деятель­
ности, может соединить или не соединить камеру захоронения или зону отчужде­
ния со сферой деятельности человека.
Вероятность летального исхода от облучения при контакте с загрязненной
водой определяется по выражению
т

х
Р„4 = l , 6 5 - 1 0 - V / 4 J C / 4 ( O d / ,
о
418

где С/4 — концентрация /-го нуклида в воде, потребляемой человеком, Ки/м3;
Ki4 — коэффициент перевода мощности дозы излучения /-м нуклидом в индиви­
дуальный риск радиационных потерь, (Зв/год)/(Ки/м3); Тх — средняя продолжи­
тельность жизни человека.
Величину С/4(0 можно считать постоянной (равной максимальному значению),
так как расчетный промежуток времени Т» Tv Оценка значения С/4 может быть
выполнена на основе детерминистических моделей, описывающих растворение
отходов водой, перенос радионуклидов в питьевой водоносный горизонт и разбав­
ление их в этом горизонте.
Скорость выщелачивания радионуклидов водой может быть представлена в
виде
/?,(/) = е

1

'

\ К
\Kplпn0fiс*

р/

+

0fV

1

где К i — скорость растворения /-го нуклида в воде, 1/год; n0i — начальная кон­
центрация 1-го нуклида на поверхности отвержденных блоков; С0/ — начальная
концентрация /-го нуклида в блоке; Di — коэффициент диффузии /-го нуклида в
отвержденном блоке; А,,. — постоянная распада /-го нуклида.
В предельном случае утечка /-го нуклида будет равна произведению скорости
выщелачивания и площади общей поверхности блоков, контактирующих с водой.
Если равновесная концентрация /-го нуклида в воде, заполнившей могильник,
устанавливается раньше времени заполнения камеры могильника, то значение
утечки определяется как произведение концентрации /-го нуклида в воде могиль­
ника на объемную скорость воды, проходящей в единицу времени через могиль­
ник. При этом концентрация /-го нуклида в воде могильника при его поступлении
от выщелачивания и убыли за счет распада и выноса подземной водой вычисля­
ется по формуле

Д(') = -у е

_o_pj_ e

Z-KDi
•у

• +

-;

Л

' F.

\2'7'

vl

P'
2

где S — площадь эффективной поверхности выщелачивания, м ; V — объем воды
3

3

в могильнике, м ; q — поток подземной воды, поступающей в хранилище, м /год;
Fx — вырожденная гипергеометрическая функция Нуммера.
Время начала выщелачивания водой радионуклидов из отходов (начала выхода
радионуклидов из могильника) определяется с учетом скорости коррозии контей­
неров, которая для СтЗ составляет (0,3—1,0) • 10" мм/год, а для нержавеющей
стали — (3^-4) • 10 мм/год.
Поток воды через могильник определяется отдельно для каждого из рассмот­
ренных выше событий. Концентрация радионуклидов в потоке воды, проходящем
по геосфере, будет зависеть от таких процессов, как сорбция и гидродисперсия.
14*

419

Уравнение переноса радионуклидов в породе, пересеченной трещинами, приво­
дится в [117, 118].
Разумеется, приведенные выше элементы подхода к оценке надежности захоро­
нений ТРО дают возможность получения сугубо ориентировочных значений веро­
ятности разгерметизации могильников. По мере развития и совершенствования
теории и техники геологоразведки, технологии сооружения глубинных могильни­
ков и накопления опыта их работы будут совершенствоваться и методы расчетной
оценки надежности захоронений.
Если могильник размещен в пласте каменной соли, то в результате сброса сме­
щения трещина может образоваться только в вышележащих породах, а не в плас­
тичной солевой толще. В этом случае при оценке времени начала утечки радио­
нуклидов скорость растворения соли следует принимать равной 0,02 м/год. При
этом можно считать, что скорость водообмена (W/V), где W — объем промытой
траншеи; V — объемная скорость воды, в траншее, промытой в толще соли, будет
та же, что и в камере захоронения, а длина траншеи будет равна длине сброса
породы (сотни метров) при ширине в десятки метров.
При размещении могильника в пласте глины попадание воды в камеру захоро­
нения может произойти за счет наличия не обнаруженных геологической развед­
кой прослоев песка или за счет инженерной деятельности в районе размещения
могильника, а также в результате сброса смещения. В качестве примера расчетные
значения вероятности разгерметизации приведены в табл. 13.9.
Для оценки вероятности крупных аварий могильников, приводящих к дозе
облучения около 10 бэр, значение ограничивающего числового предела вероят—7

f\

ности подобной аварии рекомендуется принимать равным 10 —10 .
Значимой задачей является определение нижней границы вероятности аварии
могильника-захоронения, т.е. вероятности фактически маловероятного события.
На данном этапе развития теории и технологии захоронений ТРО подобная
оценка затруднительна. Однако в качестве минимального уровня вероятности
может быть принят уровень вероятности наименьшего известного существующего
—12

риска, который в настоящее время составляет 10 .
Не менее значимой задачей являлась бы оптимизация системы захоронения в
рамках аналитического подхода «затраты—выгода». Специфика традиционного
решения этой проблемы заключается в использовании функции дисконтирования.
Однако применение этой функции для промежутка времени 10 —10 лет
нереально, а значит, требуется развитие новых подходов.
Т а б л и ц а 13.9. Расчетные оценки вероятности разгерметизации захоронения РАО
в пласте глины толщиной 100 м на глубине 250 м [115J
Промежуток времени,
годы

Инженерная деятельность или наличие прослоев песка

Сброс смещения

4

3,5-10"6

2-Ю4

9-Ю"4

2,5-10"5

1-Ю5

4-Ю"3

8,0-10" 4

2,5-105

5 • 10" 3

3,5-10"3

2-Ю

420

Причина разгерметизации

3

1-Ю"

Затруднительна и количественная оценка надежности глубинного захоронения
РАО. В разных странах приняты за основу различные расчетные сроки глубинного
захоронения, и если, например, в США и Франции этот срок принят равным
10 лет, то в Германии в качестве гарантированно безопасного срока глубинного
захоронения фигурирует 10 лет. Очевидно, что в интервале времени 10 —10 лет
прогнозировать условия жизнедеятельности человека невозможно, а следовательно,
проблематично получение обоснованных количественных оценок надежности захо­
ронений. Поэтому предлагается при количественных оценках радиационной безо­
пасности глубинных могильников ограничиться сроком 10 лет, поскольку в расчете
на этот период времени еще можно получить ориентировочно правдоподобные
оценки доз облучения, исходя из взвешенной экстраполяции с учетом будущих
геологических и климатических изменений, а следовательно, и условий жизни
человека, которые формируются под влиянием этих изменений.
Для периода 10 —10 лет оценка надежности глубинного захоронения может
быть выполнена на качественном уровне в результате сравнения радиационной
обстановки, формирующейся вокруг могильника, с радиационной обстановкой,
сформированной естественными источниками излучения, такими, например, как
урановые или ториевые месторождения.
Особое место занимает проблема захоронения отработавшего ядерного топ­
лива. В странах, развивающих ядерную энергетику, к этой проблеме нет единого
подхода.
Ядерная энергетика России работает по смешанному топливному циклу: ОЯТ
реакторов ВВЭР-440 частично отправляется на переработку, а ОЯТ остальных
типов реакторов подвергается долговременному хранению в целях возможной
переработки в будущем. В ядерной энергетике Франции используется полностью
замкнутый цикл. Опыт Японии по переработке ОЯТ близок к опыту России: реак­
торы Японии нарабатывают в год около 800 т ОЯТ, из которых 600 т планируется
перерабатывать. Перерабатывающие заводы работают также в Великобритании.
Переработка позволяет получить из ОЯТ как уран и плутоний, так и актиноиды —
радионуклиды, представляющие значительную ценность. Тем не менее ядерная
энергетика таких стран, как, например, США и Швеция работает в настоящее
время по открытому топливному циклу, согласно которому ОЯТ не перерабатыва­
ется, а после промежуточного хранения подлежит захоронению. В Германии пере­
работка ОЯТ запрещена, и отработавшее топливо немецких АЭС до недавнего
времени транспортировалось для переработки во Францию и Великобританию.
Проблема обращения с ОЯТ сложна и многопланова, и различный подход к
обращению с ОЯТ в странах мирового сообщества свидетельствует о том, что эта
проблема пока окончательно не решена.
Высказывается точка зрения, что переработка ОЯТ для получения урана и плу­
тония в условиях относительно дешевого свежего уранового топлива в настоящее
время нецелесообразна экономически и эта ситуация сохранится в ближайшие
40—50 лет, вплоть до ввода в действие реакторов нового поколения (на быстрых
нейтронах). Более того, утверждается, что переработка ОЯТ — это путь к некон­
тролируемому распространению в мире делящихся материалов, а следовательно,
фактор возрастания риска международного терроризма. В связи с этим доказы421

вается необходимость объявить мораторий на переработку ОЯТ, ограничившись
его геологическим захоронением.
В странах мирового сообщества, развивающих ядерную энергетику, накоплено
около 190 000 т ОЯТ и ежегодно нарабатывается еще 11 000 т. Значительная доля
этого ОЯТ, вероятно, будет захоронена, так как перерабатывается менее 1/3 топ­
лива, извлекаемого из реакторов. По данным МАГАТЭ, порядка 100 000 т ОЯТ
находятся во временных хранилищах, ожидая окончательного размещения.
В связи с высоким уровнем активности отработавших тепловыделяющих сбо­
рок обращение с ними на предварительном этапе (временное хранение и подго­
товка к переработке или захоронению), собственно процесс захоронения и обес­
печение надежности могильников являются в настоящее время проблемами
первостепенной важности.
Полйомасштабных геологических могильников-захоронений ОЯТ пока нет ни
в одной стране, хотя многие страны предпринимают определенные шаги в этом
направлении (примерами тому являются геологический могильник Юкка Маунтин
и опытно-промышленная установка в Нью-Мехико (США), хранилище делящихся
материалов российского научно-производственного объединения «Маяк» вмести­
мостью 400 т урана и плутония, разработки Швеции, Финляндии, Германии).
По мнению международных экспертов, мировому сообществу для решения
проблемы захоронения ОЯТ необходимо ввести в строй не менее 15 междуна­
родных централизованных могильников-захоронений, по масштабу подобных
могильнику Юкка Маунтин. При этом преобладает точка зрения, согласно кото­
рой хранение и захоронение ОЯТ должны допускаться только в странах со ста­
бильными демократическими режимами правления, что понижает угрозу меж­
дународного терроризма [125]. В марте 2004 г. Европейская комиссия заявила о
готовности рассмотреть технико-экономическое обоснование Европейского регио­
нального хранилища. По мнению МАГАТЭ, необходимо строительство крупных
международных централизованных хранилищ-захоронений ОЯТ. В качестве
одной из основных стран-кандидатов для сооружения хранилищ и могильников
рассматривается Россия.
В конце 90-х годов XX в. промышленные группы США и Германии предло­
жили в рамках проекта компании Non-proliferation Trast Inc. (NPT) создать в Рос­
сии международное хранилище ОЯТ и РАО. Согласно этому проекту предполага­
лась транспортировка в Россию около 6000 т ОЯТ из Швейцарии, Южной Кореи и
Тайваня для размещения в хранилище (вероятнее всего в г. Железногорске) на
срок до 40 лет, после чего это ОЯТ должно быть или захоронено в могильнике на
территории России, или транспортировано в один из международных могильни­
ков-захоронений, которые будут к тому времени введены в строй. Переработка
данного ОЯТ в России не предусматривалась.
Сопоставление реальных темпов переработки с массой накопленного в мире
ОЯТ показывает, что переработать даже за десятилетия примерно 190 000—
20 0000 т отработавшего топлива — задача практически нереальная. Например,
производительность НПО «Маяк» по переработке ОЯТ составляет 400 т/год
(с момента пуска переработано около 3500 т). Кроме того, топливо перерабатыва­
ется на Сибирском химическом комбинате и Горно-химическом комбинате в Крас­
ноярском крае, но все это в среднем составляет сотни тонн в год. Следовательно,
не решается проблема накопления ОЯТ даже в масштабах России, тогда как в
422

мире ОЯТ нарабатывается реакторами в 36 странах при выраженном дефиците
мощностей перерабатывающих заводов. Таким образом, альтернативы частич­
ному захоронению ОЯТ, по-видимому, не существует, и в той или иной стране
международные могильники ОЯТ должны быть построены.
Наиболее вероятно, что в России могильники-захоронения ОЯТ (и РАО) будут
сооружены или в глубоких геологических формациях на Кольском полуострове,
или в районе г. Железногорска, или в районе НПО «Маяк» на Южном Урале.
Как отмечалось выше, ядерная энергетика ряда стран ориентирована на откры­
тый топливный цикл и предусматривает захоронение ОЯТ без переработки. Поэ­
тому представляет интерес рассмотреть процессы подготовки ОЯТ к захороне­
нию, разработанные в этих странах. Данные процессы могут выполняться по
различным схемам. Шведская концепция предусматривает демонтаж ОТВС и их
частичную фрагментацию: отчленяются концевые элементы, удаляются дистанционирующие и концевые решетки; сборка твэлов подвергается продольному скру­
чиванию. В результате этих операций получают компактный жгут твэлов, который
затем заключают в герметичную капсулу, а капсулу помещают в контейнер для
захоронения.
Таким образом, защитными барьерами, препятствующими проникновению
радионуклидов в среду обитания, служат оболочки твэлов, заполнитель и стенка
капсулы, стенка контейнера и массив геологических пород. Капсулы предлагается
изготавливать из меди. Толщина стенки капсулы должна составлять около 200 мм.
После помещения в капсулу жгута твэлов она заливается заполнителем (свинцом),
закрывается крышками и герметизируется (рис. 13.26).
В США и Канаде разработана несколько иная концепция подготовки ОЯТ к
захоронению, согласно которой ОТВС обеспечивается сохранность в течение
сотен лет: тепловыделяющие сборки после промежуточного хранения целиком
(без демонтажа) помещают в капсулы, а затем — в контейнеры, которые транспор­
тируются к могильнику для захоронения. Очевидно, что данная модель техни­
чески более проста по сравнению со шведской моделью, но при этом варианте
фактически безвозвратно теряются как делящиеся нуклиды и актиноиды, так и
конструкционные материалы.
Исследования, выполненные в Германии, показали, что
0800
захоронение ОЯТ может обеспечить приемлемый уровень
безопасности и в случае, если используются одноступенчатые
стальные контейнеры. Тем не менее предполагается использо­
вать контейнеры с двойной стенкой, облицованные снаружи
титановым сплавом. Как и в случае шведской концепции под­
готовки капсулы к захоронению, после загрузки ОЯТ в кап­
сулу ее внутренний объем заливается свинцом. Анализ безо­
пасности показал, что, например, медная капсула обеспечит
герметичность в течение 10 —10 лет даже при условии про­
никновения в камеру (шурф) захоронения грунтовых вод.
Рис. 13.26. Схема капсулы для захоронения ОЯТ:
/ — крышки; 2 — медный корпус; 3 — ОЯТ со свинцовой заливкой; 4 —
днище

Медный корпус капсулы обладает пластичностью. Он может выдерживать значи­
тельное внешнее давление и противостоять нагрузкам, сопутствующим сдвигу
породных массивов.
Предполагается, что захоронение контейнеров с ОЯТ будет осуществляться в
шурфах, пробуренных в камере могильника (см. выше). Расстояние между шур­
фами должно составлять 6—15 м, а сами шурфы должны иметь внутреннюю
облицовку из бентонита. После помещения в шурф контейнера с ОЯТ он по
одному варианту засыпается смесью бентонита и песка (или заваливается солью в
случае расположения могильника в соляной формации), а по другому варианту —
может сообщаться с вентиляционными штреками и каналами для отвода выделя­
ющейся теплоты конвекционными воздушными потоками. После заполнения всех
шурфов могильник опечатывается.
По-видимому, найдет применение и способ захоронения контейнеров с ОЯТ в
скважины на глубине 4—6 км.

АЛЬТЕРНАТИВНЫЕ КОНЦЕПЦИИ УДАЛЕНИЯ
РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

В настоящее время глубинное захоронение РАО является преобладающей кон­
цепцией в плане окончательного удаления радионуклидов из сферы жизнедеятель­
ности человека.
Начало работ в США по изучению горных пород для возможного сооружения глу­
бинного могильника относится к 1957 г., и лишь в настоящее время развернуты
работы в горном районе Юкка по строительству захоронения в туфовых формациях.
Проектная стоимость данного могильника вместимостью 160 тыс. упаковок общей
массой около 77 тыс. т составляет около 5 млрд долл. без учета стоимости отвержде­
ния отходов, защитных контейнеров и стоимости транспортировки РАО. Контейнеры
и транспортировка оцениваются также в 5 млрд долл. Кроме того, весьма затратным
элементом схемы удаления РАО является процесс их отверждения. В качестве основ­
ного метода отверждения ЖРО как в США, так и в странах Европы предполагается
применять остекловывание. Кроме значительных затрат данная технология отвержде­
ния характеризуется в настоящее время относительно малой производительностью.
Например, на строительство завода по остекловыванию РАО в Великобритании было
потрачено около 500 млн долл. Подобный завод AVM (во Франции) может выпускать
примерно 150 м остеклованного продукта в год. Реально для заполнения могильника
в Юкка потребовалось бы свыше 30 000 м остеклованных РАО, что в настоящее
время соответствует 20 годам работы десяти заводов типа AVM. Стоимость их стро­
ительства составила бы примерно 5 млрд долл.
Однако, как уже отмечалось, ряд экспертов ставят под сомнение надежность
стекла в качестве матрицы для радионуклидов. Указывается, что в условиях
реальной окружающей среды стекло недостаточно стабильно. Требуемая долго­
вечность матрицы должна составлять десятки или даже сотни тысяч лет, и прове­
рить долговечность материала матрицы невозможно. Тем не менее известно, что в
природе радиоактивные породы всегда окружены кристаллическими структурами,
которые на протяжении миллионов лет надежно локализуют радионуклиды, пре­
пятствуя их проникновению в подземные воды. В качестве примера приводят
моноцит — минерал сложного химического состава, содержащий значительное
количество тория.
Специалисты видят решение проблемы отверждения РАО в использовании в
качестве матрицы для радионуклидов стойких керамик — смеси оксидов кальция,
циркония и титана. Но, по-видимому, широкое внедрение технологии включения
радионуклидов в керамическую матрицу будет не менее, а возможно и более,
затратным, чем остекловывание.
425

Кроме всего прочего, значительные средства затрачиваются на изыскательские
работы. Так, на эти работы в целях сооружения общенационального могильника в
штате Невада (США) было израсходовано в общем свыше 8 млрд долл.
Однако значительные затраты — это только одна сторона проблемы глубинного
захоронения РАО. Более важным аспектом является динамика геологических
изменений. Напомним, что традиционно речь идет о захоронении РАО в тектони­
чески устойчивых геологических формациях, которые должны обеспечить надеж­
ность изоляции радионуклидов в течение десятков и сотен тысяч лет. Однако
известно, что земная кора не статична, а представляет собой динамическую сис­
тему, которая находится в постоянном движении (существует точка зрения, что
ядро планеты вращается быстрее земной коры). В земной коре по различным
причинам возникают трещины, а по трещинам могут проходить трудно прогно­
зируемые во времени сбросы смещения пород. Это означает, что в толще пород в
принципе не исключено возникновение водообмена и газообмена, которые отри­
цательно скажутся на безопасности захоронения.
Таким образом, можно констатировать, что утверждение о практической безо­
пасности глубинных захоронений в расчете на десятки и сотни тысяч лет, по
меньшей мере, спорно, а расчеты по обоснованию надежности глубинных захоро­
нений носят сугубо оценочный характер.
В 1997 г. на относительную небезопасность захоронения РАО в горных породах
указал Комитет по радиоактивным отходам Великобритании, который потребовал
независимой экспертизы по оценке проницаемости геологических пород в районе
предполагаемого хранилища РАО АЭС Селлафилд на северо-западе Англии.
Следовательно, проблема окончательного удаления РАО из сферы жизнеде­
ятельности человека наряду с традиционными разработками нуждается в рассмот­
рении новых нетрадиционных подходов.
14.1. Захоронение РАО подводными лавинами
Использование лавинной седиментации является одним из новых подходов.
Суть подхода заключается в применении подводных лавин для захоронения кон­
тейнеров с РАО под слоем тонкодисперсных донных отложений [119].
В Мировом океане существуют значительные пространства, где накоплены
массы донных отложений толщиной более 10 км. Эти пространства расположены
вблизи материков и представляют собой сравнительно пологие подводные
склоны, переходящие в глубоководные равнинные участки дна океана. Подножие
материкового склона с большим слоем донных отложений может являться потен­
циальным местоположением захоронения контейнеров с РАО. Донные отложения
состоят в основном из глинистых частиц [119], которые смогут обеспечить кон­
сервацию контейнеров.
Многократно отмечалось, что сейсмические колебания материкового склона и
подножия океанского побережья вызывали оползни осадочного материала —
лавинную седиментацию, увеличивая слои донных отложений. Явление лавинной
седиментации достаточно широко распространено. Об объемах лавинной седи­
ментации можно судить исходя из ряда примеров. Так, в 1987 г. на материковом
12

3

склоне Норвегии был отмечен оползень объемом свыше 5-10 м , при этом тол­
щина слоя осадочных пород колебалась в пределах 400—1500 м, а ширина фронта
426

оползня составляла примерно 300 км. Оползневые породы отслоились от склона
на глубине около 1000 м и продвинулись на 200 км до глубины 2000—2500 м, а
общая площадь поверхности лавинной седиментации составила около 3,5 • 10 м .
Несколько ранее, в 1985 г., оползень осадочного материала был зафиксирован
12

у побережья Северо-Западной Африки. Объем оползня составил свыше 10

3

м.
10

2

В целом по материковому склону осадки сместились на площади более 4*10 м .
Для создания искусственного оползня подводных пород в целях захоронения РАО
автор [119] предлагает проверить, как реагирует осадочная толща на взрывы в глубо­
ких скважинах материкового склона. Отмечается, что технические возможности поз­
воляют использовать методы управления распределением энергии взрыва.
Условия для развития оползня, захоранивающего контейнеры с РАО, можно
создать на материковых склонах многих районов Мирового океана. Однако определя­
ющими критериями выбора таких районов должны быть достаточная толщина оса­
дочных пород и оптимальные геометрические характеристики материковых склонов.
Особенно велика толща осадков (до 5—17 км) на материковых склонах Атланти­
ческого и Индийского океанов, а также в Арктике и Антарктике. Менее благопри­
ятны в этом отношении склоны Тихого океана, где активные тектонические про­
цессы не позволили сформировать на склонах значительные слои осадочных
структур. Вместе с тем глубоководные впадины Тихого океана могут быть перспек­
тивны в качестве мест захоронения контейнеров с РАО, так как принудительно
вызванный оползень ограничивается склонами впадины, гарантируя попадание кон­
тейнеров с РАО под значительный слой донных отложений оползня на дне впадины.
Для реализации данной концепции захоронения РАО необходимо было бы
получение географической панорамы заданного района, уточнение параметров
строения осадочной толщи, проведение бурения в целях выявления слоев осадоч­
ной толщи, воздействие на которые привело бы к максимальному отслоению оса­
дочных пород и образованию подводной лавины [119].
Разумеется, концепция захоронения контейнеров с РАО в слоях оползневых
пород на значительных глубинах требует всестороннего обоснования. Основным
аспектом обоснования, по-видимому, должно быть корректное решение задачи диф­
фузии радионуклидов в слоях оползневых пород в случае разгерметизации контей­
нера с РАО и переноса нуклидов конвекционными придонными слоями воды.
Плотность оползневых пород в начальный момент формирования на дне слоя
оползня невелика. Со временем она будет увеличиваться за счет уплотнения слоя.
По-видимому, плотность донных отложений и после уплотнения будет уступать
плотности пород для случая шахтного глубинного захоронения РАО. Это означает,
что скорость диффузии радионуклидов в слое влажных донных отложений может
быть несопоставимо выше скорости их диффузии в слое шахтных пород.
Выход радионуклидов на поверхность в случае их шахтного глубинного захо­
ронения связывается в основном с появлением подземных вод в камере захороне­
ния, способствующих разгерметизации контейнеров с РАО и поступлению радио­
нуклидов в среду обитания человека. В случае захоронения контейнеров под
слоем осадочных пород интенсивность разгерметизации контейнеров в коррозионно-агрессивной морской воде будет несравненно выше (и реальные примеры
этому существуют), чем в камере подземного захоронения в случае проникнове­
ния в нее подземных вод; ускоренная диффузия радионуклидов будет способство427

вать выносу их из слоя донных отложений в придонные конвекционные водные
слои, а далее — на поверхность.
Таким образом, захоронение РАО посредством использования лавинной седи­
ментации требует многофакторных исследований, так как, по-видимому, не может
однозначно гарантировать безопасность окружающей среды.

14.2. Дезинтеграция РАО подземным ядерным взрывом
Использование подземных ядерных взрывов, по мнению авторов [120], могло
бы явиться радикальным решением проблемы удаления РАО из среды обитания
человека. Авторы указывают, что идея использования в мирных целях физических
полей, возникающих в ближней зоне взрыва, и остаточных геомеханических явле­
ний уже использовалась ранее в США и СССР.
Конструкционными элементами предлагаемого проекта являются транспортная
штольня для подачи контейнеров с РАО в терминал загрузки, зарядная камера и
специальный забивочный комплекс. Терминал загрузки представляет собой
группу из нескольких коротких штолен, расположенных под разными углами к
транспортной штольне. Ядерный заряд размещается в центре зарядной камеры.
Забивочный комплекс сооружается на участке транспортной штольни, примыкаю­
щем к ядерному заряду, и служит для обеспечения радиационной безопасности
при взрыве. В штольнях терминала загрузки могут быть расположены контейнеры
с РАО, отработавшие ТВС, высокоактивные загрязненные конструкции и фраг­
менты оборудования, не подлежащие дезактивации. Авторы указывают, что техно­
логии возведения подземных коммуникаций и забивки штолен дисперсным мате­
риалом известны.
Ударная волна ядерного взрыва и температурное воздействие, распространяясь
по горной породе, достигают объектов захоронения. При этом объекты захороне­
ния последовательно сжимаются, нагреваются, расплавляются и испаряются, т.е.
полностью дезинтегрируются как их исходные структуры, так и окружающие
породы. После остывания расплава на месте взрыва на большой глубине образу­
ется подобие стеклянной линзы с толщиной стенок около 2 м. Обрушение пород и
мелкодисперсного материала довершает захоронение.
Авторы отмечают, что преимущество данного метода захоронения перед тради­
ционным состоит в масштабном эффекте, суть которого заключается в том, что
при использовании ядерной взрывной технологии радионуклиды распределяются
в едином массиве стекла объемом порядка Ю м (при мощности ядерного заряда
100 кт). При традиционном методе захоронения РАО в глубинных формациях для
этого могло бы потребоваться около 50 тыс. контейнеров. Суммарная поверхность
контейнеров, через которую могли бы диффундировать радионуклиды, превышает
поверхность стекловидного массива (результата ядерного взрыва) примерно в 40
раз [120]. Таким образом, если принять средние скорости диффузии радионукли­
дов с поверхности стекловидного массива и с поверхности контейнеров равными,
то очевидно, что выход радионуклидов в геологическую формацию для традици­
онного метода захоронения РАО будет в десятки раз больше, чем в случае захоро­
нения методом ядерной взрывной технологии. При одном взрыве образуется
объем стекловидной массы, для производства которой десяти современным заво­
дам по остекловыванию РАО потребовалось бы работать в течение 6—7 лет.
428

При одном взрыве может быть дезинтегрировано и захоронено примерно 700 м
РАО, если площадь сечения боковых штолен составит 10 м2, и 1400 м3 РАО, если
площадь этого сечения удвоить. Подобные сечения штолен обычно существуют
при горно-проходческих работах.
Если принять в качестве отправного значения объем захораниваемых РАО 750 м
при объеме стекловидной линзы около 10 000 м , то очевидно, что при ядерной
взрывной технологии захоронения коэффициент разбавления радионуклидов в
стекле составит 1:14, что недостижимо для традиционной технологии остекловывания РАО.
Согласно [120] стоимость захоронения методом ядерной взрывной технологии
1 м РАО составит около 3000 долл. В эту стоимость включены стоимости как
1 поп м штольни стандартного сечения и сооружения одного 1 м забивочного
комплекса, так и ядерного заряда.
Стоимость захоронения 1 м РАО той же активности в глубинном хранилище
без учета транспортировки контейнеров и засыпки шахты оценивается, согласно
[120], в 50—100 тыс. долл.
Авторы отмечают, что обсуждение проблем безопасности проекта целесооб­
разно проводить, заведомо приняв за основу положение, что его осуществление
можно выполнить только на архипелаге Новая Земля — регионе России, где до
1963 г. проводились испытательные ядерные взрывы в атмосфере. Указывается на
точку зрения группы экспертов, которые отмечали, что радиационно-экологическое состояние архипелага Новая Земля и прилегающих районов Крайнего Севера
определяется главным образом глобальным радиоактивным загрязнением атмос­
феры северного полушария вследствие испытаний в атмосфере ядерного оружия.
Подчеркивается, что проведение с 1964 г. 42 подземных ядерных взрывов факти­
чески не внесло вклада в радиоактивное загрязнение архипелага Новая Земля и
прилегающих территорий. Измерения показали, что средний уровень поверхност137

2

ного загрязнения территории архипелага
Cs составил 0,09 Ки/м , что лишь
незначительно превышает уровни загрязнения в средних широтах северного полу­
шария и заметно ниже допустимых уровней загрязнения. Уровень дозы гаммаизлучения на территории островов архипелага Новая Земля составляет 10—
12 мкР/ч (на высоте 1 м от поверхности), что фактически является нормой. Иссле­
дование пищевых цепочек в районах Крайнего Севера не показало заметных
отклонений от предельно допустимых значений. Из результатов анализа проб
90

137

воды следует, что концентрации Sr,
Cs и трития, по крайней мере, на два
порядка ниже допустимых концентраций для открытых водоемов.
Авторы [120] отмечают, что в истории подземных ядерных взрывов имели
место и аварийные эксперименты, когда радиоактивный выброс попадал в атмос­
феру. Анализ банка данных, по мнению авторов, показывает, что в каждом из ава­
рийных случаев причины аварий были предсказуемы и устранимы. Такими при­
чинами были ошибки либо в оценке газосодержания пород и в расположении
крупных разломов горного массива, либо недостатки конструкции забивочного
комплекса, либо неоправданное расчетное занижение концентрации энергии в
зарядной камере. Отмечается, что сформулирован перечень необходимых и доста­
точных требований к инженерно-геологическим условиям горного массива и
429

конструкции завивочного комплекса, при соблюдении которых не только обеспе­
чится предупреждение аварийных ситуаций, сопровождающихся масштабным
радиоактивным выбросом в атмосферу, но и существенное снижение незначитель­
ного выхода в атмосферу инертных газов, содержащих короткоживущие радио­
нуклиды, т.е. выхода газов, который обычно сопровождает штатный подземный
ядерный взрыв.
Для повышения уровня радиационной безопасности при дезинтеграции РАО
методом ядерной взрывной технологии авторы предлагают модернизировать отдель­
ные элементы завивочного комплекса и применять «чистые» ядерные заряды с
предельно низкой удельной суммарной активностью образующихся при взрыве
радионуклидов.
Особое внимание авторами уделяется характеристикам архипелага Новая
Земля ка^с месту возможного применения приведенной выше технологии удаления
РАО. Отмечается, что гидрогеология участков возможного проведения работ
характеризуется наличием слоя многолетнемерзлых пород толщиной до 600 м с
температурой около - 4 °С. Очевидно, что наличие водных потоков в толще этих
пород исключено. Подземные воды имеются под слоем пород, но их дебит незна­
чителен. Взрывом будет растоплено определенное количество льда в обломках
пород, но миграция образовавшихся вод прекратится вследствие их замерзания.
Указывается, что если в ближайшие 100 лет вследствие глобального изменения
климата температурные условия на Новой Земле изменятся (произойдет значи­
тельное потепление), то и в этом случае прогрев сотен метров многолетнемерзлых
пород займет не одно столетие.
Преимуществом Новой Земли является то, что архипелаг удален от населенных
пунктов и окружен Ледовитым океаном. Поэтому если вследствие вымывания
радионуклидов из стеклообразной линзы, образовавшейся как результат подзем­
ного ядерного взрыва, диффундирующие в породах нуклиды за тысячи лет пре­
одолеют геологический барьер, то они будут кардинально разбавлены водами оке­
ана. Кроме того, морем может осуществляться доставка как контейнеров с РАО
АЭС, так и выводимых из эксплуатации атомных объектов Северного флота и
Мурманского морского пароходства.
Новая Земля относится к территориям слабой сейсмичности. Интенсивность
сейсмического воздействия ядерных взрывов на Новой Земле на материк, острова
Шпицберген и Земля Франца Иосифа, согласно [120], незначительна. Немаловаж­
ным обстоятельством является и относительная подготовленность бывшего поли­
гона на Новой Земле к производству промышленных ядерных взрывов. Полигон
располагает службой радиационного контроля и широкой сетью дозиметрических
станций, а также метеорологической службой и геофизическим подразделением
для определения свойств породных массивов методами сейсмоакустики, электрои магниторазведки, инженерной службой по разведке и проходке штолен.
Авторы [120] подчеркивают, что с помощью ядерной взрывной технологии за
относительно короткий срок можно было бы полностью решить проблему удале­
ния из экосферы отработавшего топлива и реакторных отсеков всех уже выведен­
ных из эксплуатации в Северном и Тихоокеанском регионах судов, а также высо­
коактивных отходов АЭС и радиохимических предприятий, расположенных в
центральных регионах России.
Предлагаемый метод окончательного удаления РАО из сферы жизнедеятельности
человека, по-видимому, в ряде аспектов действительно имеет преимущества по срав430

нению с их глубинным захоронением. Тем не менее необходимо учитывать следую­
щие обстоятельства: во-первых, в настоящее время действует мораторий на проведе­
ние подземных ядерных взрывов; во-вторых, предыстория проведения таких взрывов
не свидетельствует о возможности гарантировать их полную безопасность.
Известно, что с 1945 г. в мире было проведено более 1800 ядерных взрывов, из
которых 438 — в атмосфере, остальные — подземные. Идея проведения промыш­
ленных ядерных взрывов возникла в США и СССР в конце 40-х годов прошлого
столетия. На первом этапе, в 1950 г., эта идея не нашла поддержки, так как, по
мнению экспертов, мощности ядерных зарядов были относительны малы. Однако
уже в феврале 1957 г. в США на симпозиуме «Промышленное использование
ядерных взрывов» прошло обсуждение программы «Плаушер», предусматривав­
шей применение ядерных взрывов в горно-добывающей промышленности, а
также в целях добычи нефти и прокладки каналов. Подобная программа сущест­
вовала и в СССР.
По программе «Плаушер» было проведено 27 взрывов. В СССР такие взрывы
начали проводить с середины 60-х годов прошлого века. С 1965 по 1988 г. по зака­
зам различных министерств было осуществлено 115 подземных взрывов. Взрывы
проводились на глубине 500—2800 м. При этом возникли две основные про­
блемы: 1) загрязнение поверхности грунта в результате некоторых отступлений от
регламента работ; 2) возможность миграции радионуклидов из подземных полос­
тей взрывов в окружающий горный массив и окружающую среду.
По второй проблеме разработана математическая модель миграции радионук­
лидов из центральной зоны взрыва, которая объединяет совокупность взаимосвя­
занных процессов:
выщелачивание радионуклидов из остеклованных, а также раздробленных
пород в столбе обрушения взрыва;
конвективный перенос радионуклидов потоком подземных вод;
молекулярная диффузия;
гидродинамическая дисперсия, зависящая от характеристик фильтрационного
процесса;
физико-химические явления (адсорбция, абсорбция и др.);
радиоактивные превращения, в результате которых происходит не только рас­
пад первичных, но и образование новых радионуклидов с иными химическими и
сорбционными характеристиками;
гидротепловая конвекция.
Отмеченные явления и механизмы были объединены в общей модели миграции
с учетом наличия плоскопараллельных трещин. В принципе ее нетрудно распростра­
нить на массив с иным расположением трещин и на пористые среды (коллекторы).
Таким образом, опыт проведения подземных взрывов не исключал возмож­
ности миграции радионуклидов на поверхность из зоны взрыва. Кроме того, в
ходе проведения взрывов в США и Советском Союзе было зафиксировано более
90 случаев выброса радионуклидов в атмосферу. Так, например, в результате
взрыва «Хэндкар» на протяжении 19 ч происходил выброс в атмосферу радионук­
лидов криптона и ксенона. В результате взрыва «Газбагги» наблюдался приток
воды в столб обрушения, вызванный взрывом, и спустя почти 20 лет после взрыва
137

отмечалось присутствие
Cs и ряда других радионуклидов в соседних промыс­
ловых скважинах. В 1972 г. программа «Плаушер» была свернута.
431

Таким образом, опыт проведения промышленных ядерных взрывов показал
сложность и многофакторность проблемы обеспечения их безопасности. Имею­
щийся опыт свидетельствует, что даже при условии тщательной предварительной
проработки требований к конструктивным элементам скважины и завивочного ком­
плекса, учета геологических особенностей породного массива, детального обосно­
вания вида и мощностных характеристик ядерного заряда нельзя гарантировать
безопасность окружающей среды, особенно принимая во внимание то обстоя­
тельство, что взрыв имеет целью дезинтеграцию ОЯТ или высокоактивных РАО.
Разумеется, удаленность и относительная изолированность архипелага Новая
Земля, а также его геологические особенности несколько «смягчают» для России
проблему безопасности, однако захоронение РАО оперирует временными проме­
жутками, а значит, и гарантиями безопасности на этих временных промежутках,
исчисляемых десятками и сотнями тысяч лет. В этом аспекте взрывная техноло­
гия захоронения РАО мало отличается от традиционной технологии их глубин­
ного захоронения.
14.3. Космическая изоляция РАО
Ряд специалистов утверждает, что трансмутация долгоживущих потенциально
опасных радионуклидов или их геологическое захоронение не сможет обеспечить
экологическую безопасность Земли. Отмечалось, что существует определенная
вероятность проникновения в биосферу высокоактивных долгоживущих радио­
нуклидов, таких как Am, Cm, Cm, и высокодиффузионных радионуклидов —
99

129

237

Тс,
Т, Np. Наработка особо потенциально опасных радионуклидов в мире
составляет до 30 т/год, а в СНГ — 2,5—3 т/год.
Очевидно, что реализация масштабной программы трансмутации долгоживу­
щих радионуклидов в настоящее время нереальна, так как при этом требуются как
минимум значительные инвестиции в научно-исследовательские, опытно-кон­
структорские работы и в промышленность для ввода в строй реакторов-выжигателей на быстрых нейтронах. Кроме того, вторичным продуктом трансмутации
будут радиоактивные отходы среднего уровня активности, нуждающиеся в пере­
работке [127]. Очевидно, что наиболее радикальным способом удаления РАО из
экосферы являлась бы их космическая изоляция.
Разработка метода космической изоляции находится в начальной стадии. Недо­
статками космического направления изоляции РАО являются высокий уровень
затрат и недостаточно экспериментально подтвержденная безопасность при ава­
рийных ситуациях. Тем не менее ряд научно-исследовательских организаций
выполнил исследования метода космической изоляции РАО. В ходе исследований
были проанализированы основные концепции изоляции. Показано, что в прин­
ципе возможны следующие варианты изоляции РАО в космосе: 1) на геоцентри­
ческой орбите; 2) на одной из планет Солнечной системы; 3) прямая транспорти­
ровка на Солнце; 4) локализация РАО на Луне; 5) распыление РАО за пределами
Солнечной системы; 6) запуск на гелиоцентрическую орбиту.
Из результатов анализа следовало, что наиболее приемлемым вариантом явля­
ется доставка РАО на гелиоцентрическую орбиту. Указывается, что исследования,
выполненные как в России, так и за рубежом, обеспечивают возможность пере­
хода к полномасштабной опытно-конструкторской разработке ракетно-космиче432

ского комплекса для решения проблемы космического захоронения особо потен­
циально опасных для биосферы Земли радионуклидов [127].
В качестве базового элемента схемы выведения РАО в космическое простран­
ство предлагается использовать ракету-носитель «Энергия-М» или «Энергия».
Ракета-носитель выводит на промежуточную орбиту на высоте 200 км орбиталь­
ный блок в составе двухступенчатого разгонного блока и транспортного косми­
ческого аппарата, полезным грузом которого будет контейнер с РАО. В апогее про­
межуточной орбиты включением двигательной установки первой ступени
разгонного блока орбитальный блок переводится на опорную орбиту, а далее
импульсом в плоскости опорной орбиты блок переводится на гиперболическую
орбиту относительно Земли, покидает поле тяготения Земли и переходит на
гелиоцентрическую переходную орбиту. Примерно через полгода полета импуль­
сом второй ступени разгонного блока орбитальный блок переводится на круговую
гелиоцентрическую орбиту. Очевидно, что приведенная схема выведения в космос
орбитального блока с РАО может меняться.
Центральной проблемой метода космической изоляции является обеспечение
безопасности биосферы Земли. Конструкция ракетно-космического комплекса
предусматривает наличие систем спасения капсулы с удаляемыми радионуклидами.
Наиболее полно требования безопасности выведения контейнера с РАО в кос­
мос реализуются в варианте использования в составе космического комплекса
возвращаемой маневрирующей капсулы, обеспечивающей выполнение маневра с
отклонением по боковой дальности до 1000 км, а по продольной дальности до
7000 км.
Основным необходимым условием космической изоляции РАО является исклю­
чение возможности непосредственного контакта удаляемых радионуклидов с био­
сферой как в штатном полете, так и в аварийных ситуациях.
Наиболее критичными требованиями к конструкции космического аппарата
являются обеспечение прочности и термостойкости при следующих экстремаль­
ных обстоятельствах: 1) взрыве ракеты-носителя и горении топлива; 2) столкно­
вении с объектом на орбитальном околоземном участке полета; 3) возвращении
спасаемой капсулы в атмосферу с большими углами входа и скоростями (вплоть
до второй космической); 4) падении аппарата с РАО на скальный или мерзлый
грунт со скоростью соударения до 100 м/с; 5) падении аппарата на водную поверх­
ность (обеспечение плавучести).
Анализ специфических особенностей процесса космической изоляции РАО
выявил ряд проблемных задач, требующих поэтапного решения. Среди таких
задач имеются: локальное разрушение озонового слоя атмосферы Земли, увеличе­
ние концентрации в атмосфере паров воды и оксидов углерода; концентрация
особо опасных радионуклидов в отдельных областях космического пространства;
принципиальная возможность аварии ракеты-носителя и падения капсулы с
радионуклидами в населенных районах.
Для выполнения минимальной программы удаления в космос особо потенци­
ально опасных радионуклидов, наработанных на АЭС стран СНГ, может потребо­
ваться четыре-пять пусков ракет-носителей «Энергия» в год.
Кроме традиционных ракетных систем, предлагаемых к использованию для
космической изоляции РАО, могут быть применены нетрадиционные средства
выведения контейнеров с РАО в космос — с помощью электродинамических уско­
рителей массы [52]. При этом может использоваться комбинированная система
433

удаления: традиционные ракетные средства доставляют контейнеры с РАО на кос­
мическую платформу, находящуюся на орбите на высоте порядка 1000 км, а затем
ампулы с РАО с помощью находящегося на платформе электродинамического
ускорителя массы разгоняются до третьей космической скорости, что обеспечи­
вает их выведение на параболическую траекторию окончательного удаления из
Солнечной системы.
Комбинированная система удаления РАО должна включать в свой состав
несколько платформ массой до 70 т каждая, в которые входят электродинамиче­
ский ускоритель, ядерная или солнечная энергоустановка электрической мощно­
стью около 120 кВт, накопитель энергии и система компенсации силы отдачи
выстрела ускорителя ампулой с РАО.
Оценки показали, что разгон ускорителем ампул с РАО массой 0,2 кг до тре­
тьей космической скорости достигается при сообщении им импульса скорости
около 9 км/с. Формирование гелиоцентрических траекторий достигается выбором
момента доразгона ампул в пределах той части витка полета космической плат­
формы на околоземной орбите, где направление вектора скорости платформы
близко к направлению вектора гелиоцентрической скорости Земли. Из расчетов
следует, что разгон ампул с РАО может осуществляться в ходе 10—12 сеансов в
сутки продолжительностью по 5—10 мин. В каждом сеансе разгоняется до десяти
ампул. Таким образом, если система удаления РАО будет состоять из десяти кос­
мических платформ, то общая производительность системы может составить до
100 т РАО в год, что соответствует суммарной наработке долгоживущих РАО на
АЭС мирового сообщества (по положению на 2000 г.).
Радиационная безопасность на этапе выведения РАО ракетой-носителем на
околоземную орбиту (к космической платформе) обеспечивается размещением
ампул с РАО в специальном контейнере, который с достаточной надежностью
сохраняется в любых аварийных ситуациях как на стартовой позиции, так и в про­
цессе полета вплоть до выхода на орбиту. Корпус контейнера, содержащего
ампулы общей массой 1—2 т, выполнен из графита с пирографитовыми проклад­
ками и выдерживает без разрушения нагрев при аварии ракеты-носителя на старто­
вой позиции, а также при аварийном входе в атмосферу Земли. В случае относи­
тельно маловероятного разрушения контейнера на этапе выведения на орбиту
максимальная температура нагрева ампул с РАО будет ниже температуры плавления
оксидов, в которые должны быть предварительно переведены долгоживущие РАО.
Проблема радиационной безопасности на этапе разгона ампулы ускорителем в
случае недобора расчетной скорости, в результате чего возможен вход ампулы в
атмосферу Земли со второй космической скоростью (11,2 км/с), решается за счет
испарения вещества ампулы, так как температура компонентов РАО при этом пре­
высит температуру их кипения. Сгорание ампулы и рассеивание компонентов РАО
на значительных территориях при массе компонентов до 0,2 кг не приведут к
загрязнению территории выше допустимых уровней (это подтверждается, в част­
ности, аналогичным фактом сгорания в атмосфере американского космического
238

радиоизотопного генератора, содержавшего примерно 1 кг радиоизотопа Ри).
Очевидно, что приведенные схемы космической изоляции особо опасных и
долгоживущих радионуклидов далеки от практической реализации. Необходимы
детальные разработки эскизного проекта всей системы средств космической изо­
ляции РАО, решение целого ряда технических проблем обеспечения безопасности
434

системы космического удаления, демонстрационные испытания устойчивости
баллистического контейнера (капсулы) к пожару, взрыву, свободному падению на
скальный грунт и в воду. Разумеется, необходимы политические решения и при­
нятие данного метода изоляции РАО обществом.

14.4. Самозахоронение высокоактивных РАО
В качестве перспективного метода удаления потенциально опасных высокоак­
тивных долгоживущих РАО из биосферы прорабатывается метод самозахоронения
капсул с данным видом РАО в глубинные слои земной коры. Процесс самозахоро­
нения должен происходить за счет тепловыделения, сопровождающего радиоак­
тивный распад нуклидов в герметичной капсуле, изготовленной из жаропрочных
композиций. Саморазогрев капсулы с РАО позволяет получить на ее поверхности
температуру, превышающую температуру плавления окружающих горных пород.
Капсула, проплавляя породу, погружается в нее под действием собственной
массы. Предполагается, что процесс проплавления породы будет происходить в
скважине на глубине 4—6 км.
Разработаны конструкции и технология изготовления многослойных бесшов­
ных, герметичных жаростойких керамических капсул, материал которых уплотнен
методом ударно-волнового компактирования и которые смогут обеспечить про­
цесс самозахоронения РАО. Температура плавления керамического материала кап­
сул составляет около 2800 °С.
При аналитическом рассмотрении задачи о стационарном погружении сфери­
ческого теплового источника (капсулы с РАО) на первом этапе предполагалось,
что температура поверхности капсулы однородна. Однако на втором этапе расчет­
ного исследования было получено, что температура минимальна в нижней крити­
ческой точке капсулы и максимальна в верхней диаметрально противоположной
точке. С увеличением радиуса капсулы эта температура возрастает. При этом сле­
довало заключение, что для сохранения капсулы в твердом состоянии ее радиус не
должен превышать предельно допустимого, при котором максимальная темпера­
тура поверхности достигнет точки плавлении [128].
Однако из-за возможности проплавления породы радиус капсулы не может
быть меньше нижнего предельно допустимого значения. Было получено, что ниж­
ний предельно допустимый радиус капсулы составляет

л 0 = [зх/ п л / ? (/г в н -/г в н е ш ) 3 ] 1 / 2 ,
где X — коэффициент теплопроводности породы; /пл — температура плавления
породы; q — тепловая мощность источника; RBH и Я внеш — внутренний и вне­
шний радиусы капсулы.
Показано, что капсула имеет максимальную температуру в верхней точке на
внутренней стороне корпуса и для получения корректного решения задачи необ­
ходимо учитывать как значение теплового потока в направлении, противополож­
ном направлению погружения объекта, так и обратное тепловыделение при крис­
таллизации расплава позади погружающегося в породу объекта. Кроме того,
расчетное обоснование процесса показало, что в начальный момент ускоренного
погружения капсулы в породу должно наблюдаться некоторое возрастание тепло­
вых затрат, но в дальнейшем процесс стабилизируется.
435

При исследовании в качестве примера был рассмотрен случай самозахоронения
в гранитную породу капсулы, изготовленной из высокотемпературной керамики
NbC, при тепловой мощности капсулы q = 130 000 Вт/м3. Принималось, что темпе­
ратура плавления гранита составляет /пл = 1200 °С. Расчетное оптимальное значе­
ние радиуса капсулы RBHeui = 1,22 м, а скорость погружения в расплав и = 376 м/год.
При этом максимальная расчетная температура внутри капсулы равна 3540 °С. Для
заданных условий минимальное значение радиуса капсулы, позволяющее само­
захоронить РАО, составило бы 0,34 м.
Расчетная зависимость скорости погружения капсулы с Я вн /Я внеш = 0,9 в гра­
нитную породу от радиуса капсулы представлена на рис. 14.1. Из рисунка видно,
что скорость погружения даже при умеренных значениях радиуса капсулы весьма
значительна и может достигать 200—400 м/год.
Однако процесс проплавления реальной горной породы может иметь особен­
ности, описание которых на основе модельных представлений затруднительно. В
частности, существенное влияние на самозахоронение оказывают неоднородности
структуры горной породы (тугоплавкие включения или заполненные газом поры),
регулирующие теплообмен между капсулой и окружающей средой и в результате
способные изменить не только скорость, но и траекторию ее погружения.
Очевидно, решающим доказательством осуществимости и целесообразности
промышленной реализации метода самозахоронения РАО мог бы явиться полно­
масштабный эксперимент с капсулой, содержащей в качестве имитатора реальных
отходов изотопы со «средним» временем жизни (например, Со с периодом полу137

распада Тт = 5,27 года или Cs с Тт = 30,2 года) в количестве, достаточном для
обеспечения необходимого тепловыделения. Подобный эксперимент требует зна­
чительных затрат.
Проверка расчетных методик может быть выполнена сопоставлением расчет­
ных данных с результатами модельных лабораторных экспериментов. Подобные
эксперименты были проведены, и их целью было определение необходимой тем­
пературы нагрева капсулы для проплавления различных материалов, имитирую­
щих горные породы, удельной тепловой мощности капсулы, необходимой для
имитации процесса самозахоронения, и скорости погружения капсулы в расплав.
В качестве модели саморазогревающейся капсулы с отходами использовали
электрически нагреваемую капсулу. Нагревательный элемент ее состоял из двух
концентрически расположенных нихромовых спиралей. Внешнюю, внутреннюю и
межслойную изоляцию спиралей выполняли с помощью керамических изоляторов.
Витки спиралей изолировали один от другого смесью шамотной глины с оксидом
алюминия. После сборки и обжига нагревателя в центральный канал вставляли
стальной сердечник для увеличения теплопроводности всей конструкции капсулы.
Диаметр капсулы-нагревателя после окончательной сборки составлял 45 мм,
высота — 75 мм. Электропитание обеспечивалось двумя трансформаторами.
Мощность нагревательных элементов равнялась 5,5 кВт, что позволяло полу­
чить рабочую температуру поверхности нагревателя около 1000 °С.
Скорость погружения капсулы при проплавлении исследуемых материалов
определяли в теплоизолирующем блоке. Объем исследуемых образцов для про436

у, м/год

0,2

0,4

0,6

0,8

1,0

1,2 RB.

Рис. 14.1. Расчетная зависимость скорости
погружения капсулы с РАО в гранитную
породу от радиуса капсулы

Рис. 14.2. Экспериментальные зависимости
скорости погружения капсулы в образцы соли
(/) и силикатного стекла (2) от относительной
глубины погружения

плавления составлял 100—400 см . В качестве образцов использовали поликрис­
таллическую соль NaCl (/пл « 800 °С) и крошку силикатного стекла (/пл > 900 °С).
Результаты экспериментов показали, что материал в зоне плавления прогрева­
ется существенно неравномерно. Это должно приводить к неравномерному рас­
пределению плотности и вязкости расплава на участке движения капсулы.
На рис. 14.2 приведены результаты эксперимента. Из результатов следует, что
скорости погружения капсулы в расплав для соли и стекла существенно различны.
Это объясняется тем, что кристаллы чистой соли имеют фиксированную темпера­
туру плавления, а гранулы стекла размягчаются и переходят в текучее состояние
постепенно, по мере повышения температуры более 900 °С [13].
Результаты показывают, что расчетные зависимости, полученные на основе
анализа математической модели процесса самозахоронения капсулы с РАО, могут
лишь с тем или иным приближением описывать реальный процесс. Необходимо
было бы исследовать влияние сторонних микровключений в породу на скорость
движения капсулы. Тем не менее полученные экспериментальные данные в целом
коррелируют с расчетными данными [128]: скорость движения капсулы в породе
составляет 100—400 м/год, что свидетельствует о возможности применения
метода глубинного самозахоронения капсул с РАО высокой активности.
Разумеется, метод самозахоронения требует дополнительных исследований,
обоснования безопасности и разработки методики выбора площадок для сооруже­
ния скважин для захоронения.
К недостаткам метода следует отнести то, что капсулы имеют ограничения как
по минимальному, так и по максимальному объему. Таким образом, метод само­
захоронения РАО может быть использован для удаления из биосферы малых объ­
емов потенциально опасных долгоживущих высокоактивных РАО.

КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ

Глава 1
1.
2.
3.
4.

В чем заключаются основные принципы МАГАТЭ обращения с РАО?
На чем основана Концепция Минатома России по обращению с РАО?
В каких аспектах положения Концепции Минатома России дополняют принципы МАГАТЭ?
В чем заключаются основные этапы обращения с РАО АЭС?

Глава 2
1. Какой тип энергоблоков преобладает в современной ядерной энергетике России и какие виды
РАО будут преобладать при выводе энергоблоков из эксплуатации?
2. Что представляет собой отработавшее ядерное топливо?
3. Каковы источники образования ЖРО?
4. По каким категориям классифицируются ЖРО?
5. Какова наработка ЖРО для различных типов реакторов АЭС России?
6. Что представляют собой ТРО и какие массы (объемы) ТРО накапливаются при работе энерго­
блоков с различными типами реакторов АЭС России?

Глава 3
1. В чем состоит методика обращения с ОЯТ для различных типов энергоблоков АЭС России?
2. В чем состоит методика обращения с перерабатываемым ОЯТ АЭС России?
3. В чем состоит методика обращения с хранящимся ОЯТ АЭС России?
4. Каковы особенности временного хранения отработавших ТВС?
5. Опишите процесс транспортировки ОЯТ.
6. Что такое упаковочный комплект и как подразделяются упаковки для ОЯТ?
7. Как осуществляется длительное хранение ОЯТ реакторов различных типов?
8. Что означают «открытый» и «закрытый» топливные циклы?
9. Опишите переработку ОЯТ для уран-плутониевого топливного цикла.
10. В чем заключается пьюрекс-процесс переработки ОЯТ?
11. Опишите внешний топливный цикл реактора на быстрых нейтронах.
12. Опишите схему водного метода регенерации ОЯТ без разделения урана и плутония.
13. В чем состоит процесс электрохимической регенерации ОЯТ в расплавленных солях?
14. Опишите отжиговую технологию переработки ОЯТ.
15. Каковы принципы обращения с РАО от переработки ОЯТ?
16. Каково назначение трансмутации РАО? Какие радионуклиды желательно трансмутировать?

Глава 4
1. Назовите наиболее значимые газообразные радиоактивные отходы.
2. Опишите схему газовых сдувок реакторного отделения.
3. Опишите схему системы газоочистки.
438

Глава 5
1.
2.
3.
4.
5.

Каковы источники ЖРО?
Какие виды вод АЭС подлежат переработке? Каковы характеристики этих вод?
Каковы основные загрязнители воды бассейна выдержки ОЯТ?
Каковы характеристики дезактивационных вод?
Назовите усредненные характеристики фильтрата и деконтата хранилища ЖРО.

Глава 6
1. Каким образом подразделяется по активности теплоноситель первого контура?
2. Что такое наведенная активность теплоносителя?
3. Как рассчитать активность теплоносителя первого контура для случая стационарной работы
реактора?
4. Как оценить кислородную активность теплоносителя?
5. Как выполняется расчет осколочной составляющей активности теплоносителя?
6. Как выполняется расчет коррозионной составляющей активности теплоносителя?

Глава 7
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
9.

Как подразделяются примеси в ЖРО?
Что такое соосаждение с кристаллическими осадками?
Опишите процесс фильтрации ЖРО. Какие виды фильтров применяются на АЭС?
Что такое электромагнитный фильтр?
Опишите процесс дистилляции ЖРО. Приведите схему выпарного аппарата.
Приведите схему и опишите работу установки глубокого выпаривания ЖРО.
В чем состоят процессы ионного обмена и ионоселективной сорбции?
Опишите процесс дегазации ЖРО и приведите схему конденсатора-дегазатора.
В чем состоят процессы обратного осмоса и электродиализа?

Глава 8
1. Опишите работу систем СВО-1 и СВО-3.
2. Для чего предназначены системы СВО-4 и СВО-6?
3. В чем различие систем спецводоочистки энергоблока с реактором ВВЭР-1000 и энергоблока с
реактором РБМК-1000?
4. Опишите работу схемы очистки трапных вод ионоселективными фильтрами?
5. Как работает схема обработки ЖРО энергоблока с реактором ВВЭР?

Глава 9
1. Что входит в состав ЖРО энергоблока с реактором ВВЭР-1000 при выводе его из эксплуатации?
2. Опишите процесс переработки РАО по вариантам 1 и 2. В чем различие методов переработки?
3. Опишите принципиальные схемы переработки РАО по вариантам 4 и 5. В чем различие данных
вариантов переработки?

Глава 10
1.
2.
3.
4.

В чем состоит концепция хранения ЖРО?
Опишите варианты компоновки хранилищ ЖРО.
Опишите систему ПУХЖРО. Чем оборудованы ее емкости и система в целом?
Каковы способы переработки кубовых остатков?
439

Глава 11
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.

Чем обоснована необходимость отверждения ЖРО?
Какие ЖРО рекомендуется битумировать? Приведите схему битумирования ЖРО?
Приведите схему битуматора и опишите его работу.
Опишите работу схемы цементирования ЖРО.
Опишите преимущества метода остекловывания ЖРО и свойства остеклованных ЖРО.
Приведите схему распылительного кальцинатора и опишите его работу.
Опишите метод включения радионуклидов в керамическую или полимерную матрицу.
В чем состоит метод отверждения высокоактивных отходов? Как хранятся капсулы с высокоак­
тивными РАО?

Глава 12
1. Как классифицируются твердые радиоактивные отходы.
2. Какова схема обращения с твердыми радиоактивными отходами?
3. Как выполняется дезактивация ТРО и оборудования реакторов на тепловых нейтронах?
4. В чем состоят химические методы дезактивации ТРО?
5. В чем состоит специфика дезактивации металлических радиоактивных отходов?
6. Как оценивается эффективность дезактивации?
7. Каковы способы дезактивации ТРО?
8. В чем состоят методы погружной, пенной и сорбционной дезактивации ТРО?
9. Опишите метод электрохимической дезактивации.
10. Как выполняется дезактивация ТРО и оборудования энергоблоков с реакторами на быстрых ней­
тронах?
11. Опишите метод дезактивации контуров с натриевым теплоносителем.
12. Опишите методы временного хранения ТРО.
13. Каковы методы временного хранения отработавшего ядерного топлива?
14. Опишите метод сжигания ТРО.
15. Опишите метод плавления металлических радиоактивных отходов.
16. Опишите методы контейнеризации и транспортировки РАО, назовите модификации контейнеров.
17. В чем состоит специфика обращения с металлическими радиоактивными отходами?
18. Опишите, в чем состоят особенности глубокой дезактивации металлических радиоактивных
отходов?
19. Опишите методы DECONA.
20. Какова схема радиационного контроля металлических радиоактивных отходов?
21. В чем состоит специфика хранения металлических радиоактивных отходов?
22. Опишите способ изготовления реакторного графита и его основные характеристики.
23. Каковы источники загрязнения реакторного графита?
24. Каковы методы дезактивации реакторного графита?
25. В чем состоит метод консервации реакторного графита?
26. Опишите методы высокотемпературного синтеза как метода переработки реакторного графита.

Глава 13
1.
2.
3.
4.

В чем состоит принцип радиационно-эквивапентного захоронения РАО?
Каковы общие критерии, которые необходимо соблюдать при организации захоронения РАО?
Назовите сравнительные характеристики геологических пород, пригодных для захоронения РАО.
В чем состоят принципы и каковы факторы, положенные в основу принятия решения о выборе
площадки захоронения РАО?
5. Каковы положительные факторы метода глубинного захоронения ЖРО?

440

6. Перечислите и проанализируйте уровни защиты, сопутствующие глубинному захоронению
ЖРО.
7. В чем состоят условия обеспечения безопасности глубинного захоронения ЖРО?
8. Какие факторы опасности сопутствуют сбросу ЖРО в открытые водоемы?
9. Каков метод вывода из эксплуатации открытых водоемов — хранилищ ЖРО?
10. Каковы требования безопасности для приповерхностного захоронения РАО?
11. Какова конструкция хранилища-могильника для низко- и среднеактивных РАО?
12. Опишите метод возможного глубинного захоронения кондиционированных РАО.
13. Как может выполняться глубинное захоронение отработавшего ядерного топлива?
14. Опишите принцип возможного аналитического подхода к выбору площадки захоронения РАО.
15. В чем состоит обоснование надежности захоронения РАО.

Глава 14
1. Почему рассматриваются альтернативные методы локализации РАО?
2. Опишите методы захоронения РАО с помощью лавинной седиментации. Проанализируйте досто­
инства и недостатки метода.
3. В чем состоят достоинства и недостатки дезинтеграции РАО подземным ядерным взрывом?
4. Проанализируйте метод космической изоляции РАО.
5. Опишите метод самозахоронения высокоактивных РАО?

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Гагаринский А.Ю. Социальная приемлемость ядерной энергетики и проблемы радиоактивных
отходов / А.Ю. Гагаринский, В.М. Новиков, Вальстрем // Доклады и выступления на Второй
ежегодной конференции ядерного общества. М , 1992. Ч. 1.
2. Федеральная целевая программа «Обращение с радиоактивными отходами и отработавшими
ядерными материалами, их утилизация и захоронение на 1996—2005 годы» : Постановление
Правительства Российской Федерации. М., 1995.
3. Концепция по обращению с отработавшим ядерным топливом Министерства Российской Феде­
рации по атомной энергии. М.: Минатомэнерго РФ, 2003.
4. Концепция Минатома России по обращению с радиоактивными отходами: приложение к при­
казу № 475 от 03.08.2000. М., 2000.
5. Радиационные характеристики облученного ядерного топлива: справочник / В.М. Колобашкин,
П.М. Рубцов и др. М.: Энергоатомиздат, 1983.
6. Обращение с радиоактивными отходами АЭС Российской Федерации : Доклад на Международ­
ной научно-практической конференции «Радиоэкологическая безопасность современной цивили­
зации» / Л.И. Мартыновченко, А.А. Резник, Л.П. Хамьянов и др. // Атом-пресса. 1996. № 5.
С. 21—24.
7. Management of padioactive waste with regard to radioisotope application. IAEA Interregional training
course . Karlsrue Nuclear Research Center, 1989.
8. Koster R. Treatment and conditioning of liquid low and intermediate level wastes / R. Koster,
R. Kraemer // Proceedings of a symposium «Management of low and inter-mediate level radioactive
wastes». 1988. Vol. 2. P. 3—20.
9. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности / В.Ф. Козлов. М.: Энергоатомиздат,
1991. С. 352.
10. Поляков А.С. Обращение с радиоактивными отходами на радиохимических предприятиях
Министерства Российской Федерации но атомной энергии : Доклад на Международной научнопрактической конференции «Радиоэкологическая безопасность современной цивилизации». М.,
6—8 июня 1995 / А.С. Поляков, Г.Б. Борисов // Атом-пресса. 1995. № 5. С. 26—30.
11. Шарафутдинов Р.Б. Обращение с дефектными тепловыделяющими сборками / Р.Б. Шарафутдинов, А.А. Строганов // Доклад на четвертом заседании рабочей группы по снятию АЭС с эксплу­
атации. М.: Интератомэнерго, 1996.
12. Фрейман Э.С. Основы безопасности перевозки радиоактивных веществ / Э.С. Фрейман,
В.Д. Щупановский, В.М. Калошин. М.: Энергоатомиздат, 1986.
13. Лабораторное моделирование самозахоронения радиоактивных отходов / В.Г. Ефанкин,
В.А. Кащеев и др. // Атомная энергия. 1994. Т. 76. Вып. 2.
14. Поливода А.К. Мероприятия, проводимые Госатомом Украины по созданию комплекса техноло­
гических процессов по обращению с ОЯТ, переработке и длительному хранению РАО /
А.К. Поливода // Приложение 2.3 к Протоколу четвертого заседания Рабочей группы по снятию
АЭС с эксплуатации. М.: Интератомэнерго, 1996.
442

15. Справочник по ядерной энерготехнологии: пер. с англ. /Ф. Ран, А. Адамантиадес, Дж. Кентон,
Ч. Браун; под ред. В.А. Легасове. М : Энергоатомиздат, 1989.
16. Кесслер Г. Ядерная энергетика: пер. с англ. / Г. Кесслер. М.: Энергоатомиздат, 1986.
17. Белая книга ядерной энергетики / В.В. Орлов, В.А. Селиверстов и др. —1-е изд. М.: ГУП
ИИКИЭТ, 1998.
18. Химия и технология фтористых соединений урана / под ред. Н.П. Галкина. М.: Атомиздат, 1961.
19. Коростелев Д.П. Водный режим и обработка радиоактивных вод АЭС / Д.П. Коростелев. М.:
Энергоатомиздат, 1983.
20. Никитин А.В. Радиоактивность продуктов деления ядерного горючего / А.В. Никитин. М :
МЭИ, 1987.
21. Правила ядерной безопасности при транспортировании отработавшего ядерного топлива ПБЯП6-08-77. М.: Изд-во Госатомнадзора РФ, 1978.
22. Тевлин С.А. Атомные электрические станции с реакторами ВВЭР-1000 / С.А. Тевлин. М.: Изда­
тельство МЭИ, 2002.
23. Онуфриенко СВ. Обращение с жидкими радиоактивными отходами в проектах АЭС нового
поколения с реактором ВВЭР: Дис. ... канд. техн. наук. СПб, 2002.
24. Дмитриев С.А. Пути разрешения проблемы хранения кубовых остатков на АЭС / С.А. Дмит­
риев, Ф.А. Лифанов, А.Е. Савкин // Обращение с радиоактивными отходами. М.: ЭНИЦ ВНИИ
АЭС, 2002. С. 256.
25. Корчагин Ю.П. Снижение поступления радиоактивных отходов на АЭС и современные техно­
логии их переработки / Ю.П Корчагин // Обращение с радиоактивными отходами. М.: ЭНИЦ
ВНИИ АЭС, 2002. С. 69.
26. Оценка возможности очистки концентратов ФЭИ / Е.В. Захарова, Н.И. Родыгина и др. // Обра­
щение с радиоактивными отходами. М.: ЭНИЦ ВНИИ АЭС, 2002. С. 187.
27. Косов В.И. Обращение с радиоактивными отходами на станциях с реакторами РБМК-1000 /
В.И. Косов // Труды IV Международной науч.-техн. конф. М.: ЭНИЦ ВНИИ АЭС, 2002. С. 256.
28. Отверждение жидких отходов среднего уровня активности с использованием неорганических
вяжущих / А.С. Поляков, М.И. Жихарев и др. // Атомная энергия. 1985. Т. 58. Вып. 4. С. 249—252.
29. Обращение с отходами, обработка, кондиционирование и захоронение отходов, образующихся
на АЭС / А.С. Никифоров, В.Е. Вяткин. и др. // IAEA-CN-48/51. С. 3—14.
30. Корчагин Ю.П. Снижение поступлений радиоактивных отходов на АЭС и современные техно­
логии их переработки / Ю.П. Корчагин // Обращение с радиоактивными отходами. М.: ЭНИЦ
ВНИИ АЭС, 2002. С. 69.
31. Koster R. Conditions of low and intermediate waste / R. Koster // Radioactive Waste Management and
Nuclear Fuel Cycle. April 1986. Vol. 7.
32. Костиков Л.Е. Некоторые вопросы переработки облученного горючего уран-ториевых реакто­
ров / Л.Е. Костиков, В.В. Лозавецкий, В.П. Рябов // Атомная техника за рубежом. 1974. Т. 18.
№ 3. С. 20—26.
137

90

33. Исследование закономерностей сорбции радионуклидов
Cs и Sr природными алюмосиликатными сорбентами / Н.Г. Богданович, В.Д. Шумская и др. // Сборник докладов 15-го Менделе­
евского съезда по общей и прикладной химии. Обнинск, 1996. С. 278—286.
34. Совершенствование технологии цементирования РАО в МосНПО «Радон» / А.П. Варлаков,
О.А. Горбунова и др. // Обращение с радиоактивными отходами. М.: ЭНИЦ ВНИИ АЭС, 2002. С. 135.
35. Остекловывание радиоактивных отходов в индукционных плавителях / Н.А. Соболев,
Ф.А. Лифанов и др. // Обращение с радиоактивными отходами. М.: ЭНИЦ ВНИИ АЭС, 2002. С. 121.
36. Разработка методов отверждения жидких высокоактивных отходов в СССР / А.С. Никофоров,
В.Н. Основин и др. // Доклады и выступления на 11-й ежегодной конференции ЯО. М., 1992.
Ч. 2. С. 260.
443

37. Обезвреживание ЖРО с иммобилизацией радионуклидов в минералоподобной геоцементной
матрице / О.В. Старков, Н.Г. Богданович и др. // Обращение с радиоактивными отходами. М.:
ЭНИЦ ВНИИ АЭС, 2002. С. 168.
38. Вертман А.А. Альтернативная технология обезвреживания водохвостовых отходов и хранения
продуктов их кальцинации / А.А. Вертман, Ю.И. Звездин, В.Е. Кузь // Радиоактивные отходы.
Проблемы и решения. М : Ядерное общество, 2002. Ч. 2. С. 277.
39. Захаров М.А. Пористые материалы как новые матрицы для иммобилизации долгоживущих
радионуклидов — продуктов переработки ядерного топлива АЭС / М.А. Захаров // Радиоактив­
ные отходы. Проблемы и решения. М.: Ядерное общество, 2002. Ч. 2. С. 234.
40. Потемкина Т.Н. Исследование фазовых превращений соединений редкоземельных элементов в
процессе иммобилизации пенокорундов / Т.И. Потемкина, М.А Захаров, Т.Э. Плотникова //
Радиоактивные отходы. Проблемы и решения.- М.: Ядерное общество, 2002. Ч. 2. С. 307.
41. Включение продуктов деления в состав пористого пенокорундового иммобилизатора на при­
мере европия / М.А. Захаров, А.А. Козарь и др. // Радиоактивные отходы. Проблемы и решения.
М.: Ядерное общество, 2002. Ч. 2. С. 310.
42. Исследование технологии формирования минерального матричного блока с защитной оболоч­
кой из расплавленного полевого шпата / И.А. Соболев, С.А. Дмитриев и др. // Обращение
с радиоактивными отходами. М.: ЭНИЦ ВНИИ АЭС, 2002. С. 159.
43. Кузнецов СБ. Обращение с радиоактивными отходами на Курской АЭС / СБ. Кузнецов // Обра­
щение с радиоактивными отходами. М.: ЭНИЦ ВНИИ АЭС, 2002. С. 32.
44. Косов В.Н. Обращение с радиоактивными отходами на станциях с реакторами РБМК-ЮОО /
В.Н. Косов // Обращение с радиоактивными отходами. М.: ЭНИЦ ВНИИ АЭС, 2002. С. 199.
45. Обращение с облученным топливом РБМК-ЮОО и ВВЭР-1000 при развитии ядерной энергетики
/ Б.А. Габараев, И.Х. Ганев, А.В. Лопаткин и др. // Атомная энергия. 2001. Т. 90. Вып. 2.
46. Полуэктова Г.Б. Методы дезактивации и демонтажа оборудования АЭС // Г.Б. Полуэктова,
О.В. Кавальчук // Атомная техника за рубежом. 1990. № 8. С. 9.
47. Ампелогов Н.И. Дезактивация в ядерной энергетике / Н.И. Ампелогов. М.: Энергоиздат, 1987.
48. Технология и оборудование на базе индукционного плавителя с холодным тиглем для перера­
ботки радиоактивных металлических отходов / В.Г. Пастушков, А.В. Молчанов, В.П. Серебряков
и др. // Обращение с радиоактивными отходами. М.: ЭНИЦ ВНИИ АЭС, 2002. С. 99.
49. Разработка технологии плавления и дезактивации радиоактивных металлических отходов с при­
менением порошкообразных металлизированных топлив / И.А. Соболев, СИ. Дмитриев и др. //
Обращение с радиоактивными отходами. М.: ЭНИЦ ВНИИ АЭС, 2002. С. 142.
50. Ядерная трансмутация долгоживущих радиоактивных отходов ядерной энергетики / П.П. Благоволин, В.Д. Казарицкий, Г.В. Киселев и др. // Радиоактивные отходы. Проблемы и решения. М.:
Ядерное общество, 2002. Ч. 2. С. 450.
51. Инютин Е.И. Выдержка радиоактивных отходов до захоронения / Е.И. Инютин, А.Л. Кочетков,
А.Г. Цикунов // Атомная энергия. 1990. Т. 69. Вып. 6. С. 402—403.
52. Еськов Ю.М. Космическая платформа с электродинамическим ускорителем массы для разгона
ампул с радиоактивными отходами / Ю.М. Еськов, Б.И. Бахтин, А.А. Гафаров // Радиоактивные
отходы. Проблемы и решения. М.: Ядерное общество, 2002. Ч. 2. С 465.
53. Разработка концепции обращения с облученным графитом и его утилизации при выводе АЭС из
эксплуатации / П.А. Платонов, O.K. Чугунов, Н.С Лобанов и др. // Отчет Российского научного
центра «Курчатовский институт». М., 2003.
54. Панкратьев Ю.В. Радиационное состояние графита в активной зоне уран-графитовых реакто­
ров, проработавших более 10 лет / Ю.В. Панкратьев // Отчет НИКИЭТ. М., 1992.
55. Продукты деления и актиноиды в отработавшем графите кладок реакторов Сибирского хими­
ческого комбината / А.В. Бушуев, Ю.М. Верзилов, В.И. Зубарев и др. // Атомная энергия. 2000. Т.
89. Вып. 2. С. 139.
444

56. Свойства конструкционных материалов на основе углерода: справочник / под ред. В.П. Соседова. М : Металлургия, 1975.
57. White I.F. Management and Disposal of Graphite Waste / I.F. White et all // Decommissioning of
Nuclear Power Plants. Proc. of a European Conf. held Luxembourg. 22—24 may, 1984. P. 327—342.
58. Урсу И. Физика и технология ядерных материалов / И. Урсу. М.: Энергоатомиздат, 1983.
59. Действие облучения на графит ядерных реакторов / В.В. Гончаров и др. М.: Атомиздат, 1978.
60. Проблемы снятия с эксплуатации энергоблоков первой очереди Белоярской АЭС. Екатеринбург:
Изд-во РАН. Уральск, отделение, 1994.
61. Чечеткин Ю.В. Обращение с радиоактивными отходами / Ю.В. Нечеткий, Ф.Н. Грачев. Самара :
Самарский дом печати, 2000.
62. Фролов В.В. Основные положения по безопасному обращению с графитом АМБ-100. № 57-06/93
от 18.05.93 г. М.:ФЭИ, 1993.
63. Оценка массы просыпей топлива в кладке реактора блока № 1 БАЭС // Отчет НИКИЭТ. М., 1988.
64. Крючков А.В. Обращение с радиоактивным графитом кладки реакторов АМБ первой очереди
Белоярской АЭС / А.В. Крючков, В.И. Михан // Отчет НИКИЭТ. М., 1994.
65. Экспериментальное изучение радиоактивного загрязнения графитовых кладок промышленных
реакторов Сибирского химического комбината / А.В. Бушуев, Ю.М. Верзилов, В.Н. Зубарев и др.
// Атомная энергия. 2002. Т. 92. Вып. 6. С. 477.
66. Безопасность АЭС с канальными реакторами. Реконструкция активной зоны / Л.А. Белянин,
В.И. Лебедев, Е.П. Рязанцев и др. М.: Энергоатомиздат, 1997.
67. Ровинский Ф.Я. Методы анализа загрязнения окружающей среды / Ф.Я. Ровинский, СБ. Иохельсон,
Е.И. Юшкан. М.: Атомиздат, 1978.
68. Пат. 2130656 РФ. Устройство для электрохимической дезактивации обоймы верхнего тракта
уран-графитовых реакторов / Ю.И. Слепоконь, В.М. Ряхин, Ю.Н. Филимонов и др. // Открытия.
Изобретения. 1999.
69. Пат. 2138868 РФ. Устройство для электрохимической дезактивации технологических каналов
водографитовых реакторов / Ю.И. Слепоконь, В.М. Ряхин, В.Н. Иванов и др. // Открытия. Изоб­
ретения. 1999.
70. Натанзон Я.В. Отделение примесей отработанного топлива от графита / Я.В. Натанзон, В.В. Токаревский // Радиоактивные отходы. Проблемы и решения. М.: Ядерное общество, 1992. Ч. 2.
С. 320.
71. Александров В.П. Разработка состава твердеющей смеси и технологии пропитки поверхност­
ного слоя графитовых блоков / В.П. Александров, И.М. Завьялова, Н.А. Сударева // Отчет
НИКИЭТ. М., 1993.
72. Александров В.П. Обработка среднеактивных графитовых блоков для последующей транспор­
тировки к месту захоронения / В.П. Александров, И.М. Завьялова, Н.А. Сударев // Отчет
НИКИЭТ. М., 1993.
73. Фиксация радионуклидов в облученных блоках реакторного графита / П.А. Платонов,
Я.И. Штромбах, O.K. Чугунов и др. // Атомная энергия. 2002. Т. 92. Вып. 6.
74. Головачев М.Г. О газогенераторной переработке реакторного графита / М.Г. Головачев, В.П. Глазырин // Атомная энергия. 2001. Т. 92. Вып. 6.
75. Коновалов Э.Е. Переработка реакторного высокоактивного графита в устойчивые карбидооксидные материалы самораспространяющимся высокотемпературным синтезом / Э.Е. Коновалов,
О.В. Старков, М.Л. Мышковский и др. // Атомная энергия. 1998. Т. 84. Вып. 3.
76. Пат. 2065220 РФ. Способ переработки твердых высокоактивных графитосодержащих отходов /
А.Г. Мержанов, И.П. Боровинская, Н.С. Махонин и др. // Открытия. Изобретения. 1996.
77. Предложение по обращению с радиоактивными отходами в виде облученного графита, образующе­
гося при эксплуатации и выводе из эксплуатации канальных водографитовых реакторов / В.Т. Соро­
кин, А.А. Шведов, А.В. Кирсанов, И.Н. Ушаков // Сб. докладов V международной конференции
«Радиационная безопасность. Обращение с РАО и ОЯТ». СПб., 24—27 сентября, 2002.
445

78. Кузнецов Ю.А. Экономическая оценка вариантов длительного хранения РАО на АЭС / Ю.А. Кузне­
цов // Обращение с радиоактивными отходами. М.: ЭНИЦ ВНИИ АЭС, 2002. С. 231.
79. Плазменная переработка твердых радиоактивных отходов среднего уровня активности /
С.А. Дмитриев, Ф.А. Лифанов, М.А. Полканов и др. // Обращение с радиоактивными отходами.
М.: ЭНИЦ ВНИИ АЭС, 2002. С. 142.
80. Бимер Н.В. Опыт сжигания отходов низкой активности лабораторий ядерных исследований
Чок-Ривер / Н.В. Бимер // Atomic Energy of Canada Limited. 1981.
81. Beamer N.V. Studies of Reactor Waste Conditioning and Disposal at CRNL / N.V. Beamer // Atomic
Energy of Canada Limited. 1982.
82. Buckley L.P. Bituminisation of Reactor Wastes: Development, Design and Demonstration / L.P. Buckley,
W.H. Pettipas // Atomic Energy of Canada Limited. 1981.
83. Мусатов Н.Д. Компактирование радиоактивных теплоизоляционных материалов плавлением их
в «холодном» тигле / Н.Д. Мусатов, И.Н. Шестоперов, Т.В. Смелова // Обращение с радиоактивными*отходами. М.: ЭНИЦ ВНИИ АЭС, 2002. С. 108.
84. Кун ко в Ф.Ф. Электротермическая установка для кондиционирования РАО / Ф.Ф. Кунков, В.А. Гор­
бунов // Обращение с радиоактивными отходами. М.: ЭНИЦ ВНИИ АЭС, 2002. С. 162.
85. Щербенок Г.У. Основные положения норм и правил по безопасной транспортировке радиоак­
тивных веществ / Г.У. Щербенок // Атомная техника за рубежом. 1989. № 1.
86. Концептуальный проект технологических и организационных принципов демонтажа оборудо­
вания и вспомогательных систем АЭС с реактором РБМК по варианту ликвидации блока // Отчет
по научн-исслед. и работе № 90-10007 ВНИИ АЭС. Л.—М., 1990.
87. СанПин 2.6.1.07-03. Гигиенические требования к проектированию предприятий и установок
атомной промышленности: СПП ПУАП-03. М., 2003. С. 37.
88. Внуков B.C. Проблемы и опыт обеспечения ядерной безопасности при хранении отработавшего
топлива АЭС / B.C. Внуков, Б.Г. Рязанов // Атомная энергия. 2001. Т. 91. Вып. 4. С. 263.
89. Основные предпосылки и практика использования глубоких водоносных горизонтов для захоро­
нения жидких радиоактивных отходов / В.И. Спицын, М.К. Пименов, В.Д. Балукова и др. //
Атомная энергия. 1978. Т. 44. Вып. 2. С. 161—168.
90. Подход к оценке безопасности способов обращения с жидкими радиоактивными отходами пред­
приятий ядерного топливного цикла / С.А. Кабакчи, О.М. Ковалевич, Р.Б. Шарафутдинов и др. /
/ Атомная энергия. 2002. Т. 92. Вып. 3.
91. Глубинное захоронение жидких радиоактивных отходов / А.И. Рыбальченко, М.К. Пименов,
П.П. Костин и др. М.: Изд. AT, 1994.
92. Поляков В.И. Ядерная энергетика без РАО // Энергия. Экономика. Техника. Экология. 2001.
№ 7 . С. 8—16.
93. Shallow Ground Disposal of Radioactive Wastes. A Guidebook : Safety Series № 53. Vienna: IAEA,
1981. P. 52.
94. Инженерно-технические решения по приповерхностному захоронению радиоактивных отходов /
А.В. Демин, Г.П. Заручевская, А.Н. Кондратьев и др. // Радиоактивные отходы. Проблемы и
решения. М.: Ядерное общество, 1992. Ч. 1. С. 223.
95. К вопросу проектирования хранилищ радиоактивных отходов контейнерного типа / А.В. Кирса­
нов, А.А. Шведов, В.Т. Сорокин, Г.П. Заручевская // Обращение с радиоактивными отходами. М :
ЭНИЦ ВНИИ АЭС, 2002. С. 221.
96. Разработка технологии и оборудования для извлечения актиноидов из водоемов—хранилищ
радиоактивных отходов / Н.Э. Шингарев, А.С. Поляков, Л.С. Рагинский, И.В. Мухин // Атомная
энергия. 1999. Т. 86. Вып. 6.
97. Извлечение урана и плутония из илов открытых хранилищ радиоактивных отходов / В.А. Белов,
В.А. Матюха, Б.Р. Сафин и др. // Тезисы докладов Первой Российской конференции по радиохи­
мии. Дубна, 1994. С. 111.
98. Подземное захоронение радиоактивных отходов // Серия изданий по безопасности. № 54: основ­
ное руководство. Вена: МАГАТЭ, 1981.
446

99. Захоронение радиоактивных отходов неглубокого залегания. Серия изданий по безопасности:
№ 53: основное руководство. Вена: МАГАТЭ, 1981.
100. Даниел Д.Б. Неглубокое подземное захоронение низкорадиоактивных отходов /Д.Б. Даниел //
Journal of Geotechnical Engineering. 1983. V. 109. № 1. P. 40—55.
101. Bedinger M.S. Geohydrologic aspects for Siting and design of low-level radioactive-waste disposal /
M.S. Dedinger//1990. P. 39.
102. Кореневский B.B. Здания хранилищ радиоактивных отходов: учеб. пособие / В.В. Кореневский, В.Н. Соловьев. М.: МИСИ, 1990.
103. Маленло С. А. Использование исследований грунтовых вод на площадках при дезактивации и
снятии с эксплуатации ядерных установок / С.А. Маленло // Материалы конференции Health
Phisics Society. Knexville, 1986. С. 9.
104. Предложения по составу и применяемым технологиям для КП ТРО Курской АЭС. М.: ВНИИ
АЭС : МосНПО «Радон» : ЗАО «Раотех», 2004. С. 42.
105. Технико-экономическая оценка возможности захоронения РАО АЭС России на архипелаге
Новая Земля. М.: Росэнергоатом : ВНИИ АЭС : ВНИПИЭТ : ВНИПИПТ, 2001. С. 74.
106. Никипелов Б. Естественная безопасность при обращении с РАО / Б. Никипелов, В. Иванов,
В. Величкин и др. // Бюл. центра общественной информации по атомной энергии. 2001. № 1. С. 28.
107. Миловидов В.Л. К вопросу разработки положений комплексной программы геологических иссле­
дований для сооружения могильников радиоактивных отходов глубокого заложения / В.Л. Милови­
дов, О.А. Прокопова // Радиоактивные отходы. Проблемы и решения. М.: Ядерное общество,
1992. Ч. 2. С. 361.
108. Морозов В.Н. Оценка рейтинга структурного блока земной коры при захоронении отвержденных РАО / В.Н. Морозов, А.П. Бирюков, В.П. Моисеев // Радиоактивные отходы. Проблемы и
решения. М.: Ядерное общество, 1992. Ч. 2. С. 373.
109. Морозов В.Н. Захоронение высокоактивных отходов в глубоких скважинах большого диаметра
/ В.Н. Морозов, Т.А. Гупало // Радиоактивные отходы. Проблемы и решения. М.: Ядерное обще­
ство, 1992. Ч. 2. С. 380.
110. Гупало Т.А. Исследование величин теплофизических неоднородностей в приконтурной зоне
могильника высокоактивных отходов / Т.А. Гупало, И.Ю. Шищиц // Радиоактивные отходы.
Проблемы и решения. М.: Ядерное общество, 1992. Ч. 2. С. 390.
111. Pabalan R. Thermodynamic modelling of brine chemistry in the indrift environment of a potential
high-level nuclear waste repository at Yucca Mountain / R. Pabalan, L. Yang, L. Browning //
Abstracts of 32 nd IGC. Florence, 2004.
112. Powers D.W. Lessons from early site investigations at the waste isolation pilot plant / D.W. Powers //
Abstracts of 32nd IGC. Florence, 2004.
113. Brauer V. New developments in the German nuclear waste disposal management / V. Brauer //
Abstracts of 32nd IGC. Florence, 2004.
114. Kozyrev V.N. Localization of solid high-toxic chemical and high-level waste in deep drill holes /
V.N. Kozyrev // Abstracts of 32nd IGC. Florence, 2004.
115. Корен ков А.П. Основные положения по оценке надежности захоронения отвержденных радио­
активных отходов / А.П. Коренков // Радиоактивные отходы. Проблемы и решения. М.: Ядерное
общество, 1992. Ч. 2. С. 517.
116. Быков А.А. Развитие основ анализа риска и управления безопасностью / А.А. Быков, В.Ф. Демин,
Я.В. Шевелев // Сб. науч. трудов Института им. Курчатова. М., 1988.
117. Фрид Ж. Загрязнение подземных вод / Ж. Фрид. М.: Недра, 1981.
118. Исследования по безопасности атомной энергетики // Рефераты атомной техники за рубежом.
1983. № 12.
119. Ильин А.В. Новая концепция захоронения радиоактивных отходов / А.В. Ильин // Инженерная
геология. 1991. № 5.
120. Лоборев В. Проблемы захоронения ядерных отходов / В. Лоборев, Л. Евтерев // Обозреватель.
1994. № 15.
447

121. Кедровский О.Л. Возможные технические решения долговременного хранения высокоактив­
ных отходов и отработавшего ядерного топлива в подземных сооружениях / О.Л. Кедровский,
И.Ю. Шищиц, В.Н. Воробьев // Радиоактивные отходы. Проблемы и решения. М.: Ядерное
общество, 1992. Ч. 2. С. 396.
122. Ганев И.Х. Концепция радиоационно-эквивалентного захоронения РАО / И.Х. Ганев, В.В. Орлов //
Радиоактивные отходы. Проблемы и решения. М.: Ядерное общество, 1992. Ч. 2. С. 442.
123. Орлов В.В. Обращение с РАО в крупномасштабной ядерной энергетике будущего / В.В. Орлов,
И.Х. Ганев, Л.А. Кочетков и др. // Доклады на 1-й конференции ОЯ СССР. Обнинск, 1990.
124. Орлов В.В. Концепция радиационно-эквивалентного захоронения РАО /В.В. Орлов, И.Х. Ганев
// Доклад на 2-й конференции ОЯ СССР. М , 1991.
125. Материалы Международной конференции «Обращение с облученным ядерным топливом
2002: новые инициативы России». М , 8—12 сентября 2002.
126. Bert Bolin. Chairman of the Intergovernmental Panel on Climate Change (IPCC) / Bolin Bert //
16th WEC Congress. Tokyo, Japan, 8—13 October 1995.
127. Миненко B.E. Исследование принципов и экологических аспектов создания системы удаления
радиоактивных отходов в космос / В.Е. Миненко, В.Ю. Колосков // Космос, время, экология. М.:
Белка, 2004.
128. Косачевский Л.Я. К вопросу о «самозахоронении» радиоактивных отходов / Л.Я. Косачевский,
Л.С. Сюи // Журнал технической физики. 1999. Т. 69. Вып. 11. С. 123.

СКАН И ОБРАБОТКУ ВЫПОЛНИЛ OLEG-1955