Материал: Пронкин Обеспечение безопасности хранилисч радиоактивных 2011

Продолжение табл. 2.6

Примечания к табл. 2.6: При анализе аварийных ситуаций и развитии аварии приняты следующие основные допущения. 1. Принималось, что радионуклиды в жидких отходах и в пульпе распределены равномерно;

2. Активность отходов обусловлена радионуклидами цезия и стронция, а также циркония, ниобия и редкоземельными элементами; радиохимический состав, % : Sr90+Y90 – 53, Ru106+Rh106 – 1, Cs137+Ba137m – 35, Pm147 – 11. Радиоактивные цепочки

находятся в состоянии радиохимического равновесия.

3.Химический состав отходов изменяется в зависимости от технологии и вида отходов и представляет собой водные растворы:

-смеси азотной кислоты концентрацией до 400 г/л, нитрата натрия концентрацией до 400 г/л и органических веществ: экстрагентов и разбавителей концентрацией до 10 г/л в случае работ по экстракционной технологии;

-смеси азотной кислоты концентрацией до 250 г/л и ацетата натрия концентрацией до 60 г/л – осадительная техноло-

гия;

-нитрата натрия (концентрация до 200 г/л), едкого натра и карбоната натрия (суммарная концентрация до 100 г/л) – радиоактивные пульпы.

4.Радиационно-химические характеристики. Принимается, что в результате воздействия ионизирующего излучения в отходах образуются взрывоопасные молекулярный водород, диоксид углерода и нитрозные газы, причем выход радиолитического водорода определяется содержанием нитрат-ионов, нитрозных газов и диоксида углерода – содержанием ацетат-ионов (в случае осадительной технологии).

5.Тепловыделение, теплосъем, нагрев. Выделяющаяся при распаде радионуклидов энергия поглощается средой и переходит в тепло:

-при нормальной эксплуатации выделяющееся тепло снимается теплообменниками емкости-хранилища;

-при отключении теплообменников выделяющееся тепло идет только на нагрев отходов в емкости;

-нагревание отходов при аварии системы теплосъема происходит медленно и всегда обеспечивает равновесие жидкость – пар, испарение воды, азотной и уксусной кислот происходит независимо.

6.В третьем столбце приведены значения запаса по времени от начала отказа систем до возникновения аварии.

•Все аварии приводят к разгерметизации емкостей-хранилищ с выбросом радиоактивности за пределы емкости и территории предприятия (случаи А-Г).

•Все аварии развиваются не мгновенно, а с задержкой от начала отказа системы (или систем) и до возникновения аварийного выброса в течение нескольких десятков и сотен часов.

Ряд других исследований, так же как и моделирование гипотетических аварий на емкостях-хранилищах, проведенное на ПО «Маяк», показали, что на самых «старых» емкостях-хранилищах, в которых хранятся растворы «старой» ацетатной технологии, время развития аварий, значительно меньше, чем в емкостях с растворами от экстракционной технологии.

Время развития аварии составляет минимум несколько часов и в случае её возникновения может быть зафиксировано контрольной аппаратурой (персоналом) и предотвращено её дальнейшее развитие.

2.6. Хранилища отвержденных высокоактивных отходов

Для частичного обезвреживания жидких ВАО и перевода в форму, удобную для длительного хранения в глубоких геологических формациях, наибольшее распространение нашел метод остекловывания. Разрабатываются также и другие методы: получение керамических материалов, включение в металлическую матрицу и др. [35]. Однако остекловывание в настоящее время – наиболее промышленно разработанный метод иммобилизации ЖРО высокого уровня активности. В качестве матричных материалов для остекловывания жидких ВАО рассматриваются фосфатные, боросиликатные и алюмосиликатные стеклоподобные материалы. В настоящее время наибольшее распространение получили фосфатные и боросиликатные материалы. Фосфатные материалы обладают более высокой радиационной стойкостью по сравнению боросиликатными, однако последние обладают большей термостабильностью.

Ведущей страной в области радиохимической переработки топлива является Франция, где с 1956 года работает радиохимический завод UP1 в Маркуле, с 1976 года – UP2, с 1990 года – UP3 на мысе Аг, а также завод по производству смешанного оксидного топлива

48

Жидкие высокоактивные отходы на ПО «Маяк» разделены на две группы: «текущие» и «накопленные». Разделение обусловлено их физико-химическим состоянием. Текущие высокоактивные отходы (50-100 млн.Ки), образующиеся от переработки топлива упаривают, кубовые остатки флюсуют фосфорной кислотой, натрием и остекловывают. Накопленные отходы характеризуются большим содержанием взвесей, осадков, что осложняет их переработку. Они могут быть переработаны лишь после специальной обработки, например, по технологии фракционирования на действующей электропечи либо с использованием других установок остекловывания.

Остекловыванию подвергаются «текущие» жидкие ВАО удельной активностью 5-40 Ки/л, полученные от регенерации ядерного топлива ВВЭР-440 и исследовательских установок. Химический и радионуклидный состав отходов приведен в табл. 2.7.

Процесс отверждения (остекловывания), заключается в переводе радионуклидов и других опасных для окружающей среды соединений в твердые формы – стеклообразные материалы в электропечах типа ЭП-500. В настоящее время электропечи ЭП-500/1, ЭП-500/2, ЭП-500/3 эксплуатируются в режиме остановленной нагрузки. Эти печи не работают и частично заполнены застывшей стекломассой, которую не было возможности слить из печи из-за отказа плавителей. Остекловывание в настоящее время осуществляется на электропечи ЭП-500/4. В год подвергается остекловыванию примерно 500 т отходов общей активностью около 1018 Бк (27 млн.Ки).

Процесс остекловывания состоит из следующих стадий:

Подготовка растворов к остекловыванию. На этой стадии про-

исходит предварительное упаривание исходных высокоактивных растворов, смешение кубового остатка с жидким стеклообразователем (ортофосфорной кислотой) и усреднение исходного раствора перемешиванием.

Процесс остекловывания. В электропечь дозировано подаются исходный раствор и раствор восстановителя (этиленгликоля), который предотвращает образование кальцината на поверхности расплава и снижает унос твердой фазы и радионуклидов, в частности рутения-106, с отходящими газами. Процесс остекловывания с получением фосфатного стекла включает в себя ряд последовательных термохимических процессов, а именно: удаление воды, разло-

50