гоживущих радионуклидов, что находится в соответствии с требованием НП-069-06.
Радионуклиды средней и высокой активности размещены в могильниках капитального типа в железобетонных ячейках, колодцах и каньонах, защищенных от попадания атмосферных осадков и грунтовых вод в объем хранилища. Для снижения объема захораниваемых ТРО на некоторых ПЯТЦ они подвергаются фрагментации, прессованию или сжиганию, а также включению их в матрицы различного типа (приложение 2).
5.При наличии в составе ТРО делящихся ядерных материалов, при их уплотнении в процессе переработки, могут создаться условия для возникновения СЦР. Эти условия оцениваются эксплуатирующей организацией или подтверждаются Заключением по ядерной безопасности ГНЦ ФЭИ.
Вработе [30] приводятся несколько практических случаев оценки ядерной безопасности при размещении ТРО, характерные для ПЯТЦ:
5.1.Для хранилища, в котором 200-литровые бочки (диаметр 0,5 м, толщина стенок 1,5 мм) расположены вплотную в четыре яруса по высоте, допустимое количество плутония и урана-235 в бочке составляет 100 и 150 г соответственно. Ограничение ядерных материалов в 200-литровой бочке до 50 г плутония и до 80 г урана-235 обеспечивают ядерную безопасность для любых видов отходов.
5.2.Поскольку при прессовании и сжигании ТРО их концентрация может возрасти до 100 раз, то НАО могут перейти в категорию САО. При этом ядерно-безопасная концентрация снижается и составляет для плутония 0,0156 г и 0,025 г на 1 кг отходов для плутония и урана соответственно.
5.3.Анализ твердых НАО, поступающих для переработки и хранения в МосНПО «Радон» показывает, что ядерно-безопасный предел удельного содержания урана-235 составляет 0,25 г на 1 кг РАО и 0,156 г плутония на 1 кг РАО. Этот вывод сделан, исходя из безопасных пределов для 200-литровой бочки в целом. Таким образом, для твердых НАО возможное содержание плутония и урана меньше безопасных пределов, поэтому контроль содержания ядерных делящихся материалов не является необходимым при их приемке и хранении перед переработкой.
171
Таблица 6.3 Безопасное удельное содержание урана-235 для твердых отходов
Электростальского машиностроительного завода [30]
Отходы |
Химический состав, |
Обогаще- |
Безопасное удельное |
|
массовая доля |
ние |
содержание, граммов |
|
компонентов, % |
урана, % |
урана-235 на 1 кг РАО |
Резина |
С: 70 – 90; Н: 3 – 10; |
4,4; |
0,78 |
|
О: 1 – 10; |
90 |
0,48 |
|
N: 1- 5; S: 3 - 10 |
|
|
Графит |
С: ≈ 100 |
4,4 |
0,09 |
|
|
90 |
0,08 |
|
|
|
|
Керамика |
O: 50 – 70; |
4,4 |
3,6 |
печей |
Si:20 – 30; Al:10 - 20; |
90 |
2,1 |
|
Fe: 1 – 2 |
|
|
Полиэтилено- |
C: 86; H: 14 |
4,4 |
12 |
вые изделия |
|
90 |
13,5 |
|
|
|
|
Фторпласт |
F: 41 – 76; C: 21 – 24; |
4,4 |
7 |
|
H: 0 -7; |
90 |
6,9 |
|
Cl: 0 - 30 |
|
|
Оргстекло |
С: 60 – 80; Н: 4; |
4,4 |
4,3 |
|
О: 10 – 30; N: 3 |
90 |
3,9 |
|
|
|
|
Ионообмен- |
C: 73 – 80; H: 7 – 9; |
4,4 |
3,9 |
ные смолы |
O: 5 - 7 |
|
|
|
|
|
|
Селикагель |
Si 47 |
4,4 |
1,5 |
|
H 53 |
|
|
|
|
|
|
Циркониевые |
Zr 100 |
4,4 |
1,6 |
отходы |
|
90 |
0,9 |
|
|
|
|
Пластикат, |
C: 38; H: 5; Cl: 57 |
4,4 |
38 |
ткань ПХВ |
|
90 |
8,1 |
|
|
|
|
5.4. Для типичных отходов Электростальского машиностроительного завода, принимаемых для переработки и хранения в МосНПО «Радон», в табл.6.3 представлено безопасное удельное содержание ядерных делящихся материалов (при Кэф=0,95), определенное для смеси уран+отходы+вода по программе MMKFK-2.
В заключение этой главы целесообразно отметить следующее: поскольку сроки обеспечения герметичности (устойчивости) инженерных барьеров ограничиваются 100-300 годами, для подтверждения долгосрочной безопасности особенно старых хранилищ, 172
построенных по проектам 1960-х годов и уже закрытых, необходи-
мо проведение прогнозных расчетов для каждого хранилища, под-
тверждающих их безопасность на длительный период времени.
В настоящее время такие расчеты вместе с подготовкой ООБ для подобных хранилищ проводятся на ряде ПЯТЦ. Кроме того, на предприятиях разрабатываются мероприятия по повышению безопасности хранилищ с помощью различных технических решений, в том числе: нагнетание растворов в нарушенные зоны инженерных барьеров, создание дополнительных инженерных барьеров, заливка свободного пространства контейнеров различными составами, включение отработанных источников ионизирующего излучения в металлическую матрицу и др. Наиболее широкий комплекс мер в этом направлении представлен в разработках МосНПО»Радон»
[72].
Задания и вопросы для самоконтроля
1.Дайте определение понятию «хранилище твердых РАО» (ХТРО).
2.Какими нормативными документами регламентируется обеспечение безопасности ХТРО?
3.Что такое «приповерхностный могильник» РАО?
4.Составьте перечень потенциальных опасностей, которые могут иметь место при эксплуатации ХТРО.
5.Составьте перечень потенциальных опасностей, которые могут иметь место при выводе из эксплуатации ХТРО.
6.Возможно ли возникновение СЦР в ХТРО?
7.Дайте краткую характеристику существующих в настоящее время ХТРО.
8.Составьте перечень мероприятий, проводимых эксплуатирующими организациями в обеспечении безопасности эксплуатации ХТРО.
173
Глава 7. СОВРЕМЕННЫЕ ПОДХОДЫ К ПРОБЛЕМАМ ОБРАЩЕНИЯ С РАО
7.1. Общий подход
Рассмотреть весь спектр проблем и подходов по обеспечению безопасности для всех этапов обращения с РАО в России и в других странах не представляется возможным в рамках одной главы. Здесь мы попытаемся подытожить основные подходы при обращении с РАО, а также выделить основные проблемы, и прежде всего проблемы, связанные с безопасностью захоронения РАО.
Захоронение является конечным этапом в деятельности, связанной с обращением ЖРО и ТРО. Поскольку в соответствии с рекомендациями МАГАТЭ захоронению могут подвергаться РАО только в твердом состоянии, то ЖРО перед захоронением должны пройти стадию отверждения с помощью одного из способов, приведенных в нормативных документах НП-019-2000 и НП-20-2000. Газообразные отходы после их очистки выпускаются в атмосферу, однако часть ГРО, оставшаяся после взаимодействия с очистными устройствами, переходит в категорию ТРО или ЖРО, которые затем должны быть подвергнуты отверждению.
Современные способы захоронения РАО требуют, чтобы РАО были обработаны с целью уменьшения их объема (сжигание, прессование и др.) и кондиционированы (цементированы, остеклованы, битумированы, иммобилизованы в матрицу и др.). Вид переработки и дальнейшей упаковки ТРО определяется физико-химическими свойствами ТРО и их радионуклидным составом. В настоящее время в качестве первичного упаковочного средства для размещения НАО и САО широко используются различные контейнеры (емкости (бочки) из железа и нержавеющей стали, железобетонные контейнеры и др.).
Способ захоронения РАО зависит от категории отходов, которые, в свою очередь, определяются наличием в составе РАО долгоживущих радионуклидов (приложение 1). Например, в России и во Франции долгоживущими считаются радионуклиды с периодом полураспада более 30 лет, а короткоживущими – менее 30 лет. В
174
ряде стран этот параметр принимается равным 5 годам или вообще не нормируется.
При анализе современного состояния обращения с РАО и способах их захоронения будем руководствоваться разделением РАО на категории, которые рекомендованы МАГАТЭ и в той или иной степени используемые в ряде стран для принятия решения о спосо-
бе их захоронения. Это: отходы очень низкой удельной активности (ООНУА), отходы низкой удельной активности (ОНУА) и отходы средней удельной активности (ОСУА), среди которых выделяются РАО с ограниченным содержанием долгоживущих радионуклидов и отходы высокой удельной активности (ОВУА), которые содер-
жат значительное количество долгоживущих радионуклидов. Национальные классификаторы РАО могут существенно отличаются друг от друга и от классификации рекомендованной МАГАТЭ, но тем не менее в основе почти всех зарубежных классификаторов РАО лежит способ захоронения РАО.
7.2. Отходы очень низкой удельной активности
При дезактивации металлов, образующихся в основном при выводе из эксплуатации объектов ИАЭ, возникает вопрос: считать ли слабозагрязненные металлы РАО и можно ли их использовать в дальнейшем? Отнесение металлолома к материалу, который может быть повторно использован, в России осуществляется на основании положений п. 3.11.3. Основных правил ОСПОРБ-99/2010 [73] «не вводится никаких ограничений на использование в хозяйственной деятельности любых материалов, сырья и изделий на их основе
(кроме продовольственного сырья, пищевой продукции, питьевой воды и корма для животных) при удельной активности техногенных радионуклидов в них менее значений, приведенных в приложения 3 к ОСПОРБ-99/2010».
Значения удельной активности, при которой материалы могут
использоваться неограниченно, довольно значительно колеблются от 10-2 Бк/г до 104 Бк/г.
В ОСПОРБ-99/2010 приводится также перечень долгоживущих радионуклидов, металлы и изделия, на основе которых могут использоваться неограниченно (приложения 3 и 4). Сырье, материалы и изделия с удельной активностью техногенных радионуклидов от
175