автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Обращение с радиоактивными отходами при выводе из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах

ии3058029

На правах рукописи

■ ' 'С

СКВОРЦОВ Александр Иванович

ОБРАЩЕНИЕ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

Специальность 05 14 03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

САНКТ-ПЕТЕРБУРГ - 2007

003058029

Работа выполнена в Федеральном государственном унитарном предприятии "Головной институт "Всероссийский проектный и научно-исследовательский институт комплексной энергетической технологии" (ФГУГТ "ГИ "ВНИПИЭТ")

Научный руководитель - доктор \им наук, профессор

А мпелогова Натачья Ивановна

Официальные оппоненты

- доктор техн наук, профессор

- кандидат хим наук, ст науч сотр

Еперин Анатолий Павлович Ефимов Анатолий Алексеевич

Ведущая организация ГНЦРФ "Физико-чнепгетическии институт" им академика А И Лейпунского

Защита диссертации состоится 27 февраля 2007 г в 18-00 на заседании диссертационного совета Д 212 229 04 в ГОУ ВПО "Санкт-Петербургский государственный политехнический университет" по адресу

195251, Санкт-Петербург, ул Политехническая, 29 в аудитории 411 ПГК

С диссертацией можно ознакомиться в фундаментальной библиотеке ГОУ ВПО "Санкт-Петербургский государственный политехнический университет"

Автореферат разослан "26" января 2007 г

Отзыв на автореферат, заверенный печатью учреждения, в двух экземплярах просим направить по вышеуказанному адресу на имя ученого секретаря дисссртационного совета

Факс (812)-5521630 E-mail kgl210@mail ru

Ученый секретарь

диссертационного совета

К А Григорьев

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ Актуальность работы определяется Федеральной целевой программой "Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 гг и на перспективу до 2015 г ", утвержденной Постановлением Правительства РФ от 06 10 2006 г №605 С целью развития инновационных технологий атомной энергетики программа предусматривает продолжение строительства блока №4 Белоярской АЭС с реактором БН-800 и ввод его в эксплуатацию в 2012 г Опытный реактор БН-800 предназначен для отработки технологии замкнутого ядерного топливного цикла с использованием смешанного уран-плутониевого (МОКС) топлива Планируется также выполнение обоснования проекта энергоблока с реактором БН-1800 Развитие технологий с реакторами БН укрепляет лидерство России в этом направлении атомной энергетики

Однако в проектах первого поколения отечественных реакторов БН действовавшими в то время нормами требования к выводу реакторной установки из эксплуатации и созданию комплексов переработки и кондиционирования радиоактивных отходов не предусматривались Федеральная программа рассматривает создание мощностей по обращению с радиоактивными отходами и подготовку к выводу из эксплуатации энергоблоков АЭС как важные задачи совершенствования атомного энергопромышленного комплекса Для разработки проектов вывода из эксплуатации конкретных блоков АЭС необходимы информационно-аналитическое обеспечение и исходные данные Таким образом, анализ объемов и состава, методология обращения с радиоактивными отходами (РАО) и разработка технологий переработки и кондиционирования жидких и твердых РАО при выводе из эксплуатации реактора БН приобретают важнейшее значение для отечественной атомной энергетики

В мировой практике опыт вывода из эксплуатации промышленных реакторов на быстрых нейтронах и комплексной переработки больших объемов РАО, в том числе жидкометаллического натрия, незначителен Всего в мире эксплуатировались 9 экспериментальных реакторов-бридеров (6 из них остановлены) и 8 энергетических реакторов (остановлены 6) В настоящее время в Европе находятся в эксплуатации только 2 реактора БН БН-600 и "Феникс" Сооружение реакторов БН средней мощности с натриевым теплоносителем предполагается в Японии, Индии и Китае Остановленные реакторные установки в основном законсервированы и хранятся под наблюдением Переработка отработанного натриевого теплоносителя проводилась в ограниченных масштабах на экспериментальных установках Следовательно, разработанная методология обращения г РАО и технологии переработки жицких радиоактивных отходов (ЖРО) и_ _ твердых радиоактивных отходов (ТРО) на примере вывода из эксплуатации (ВиЭ) реактора БН-350 будут являться прототипами для обращения с РАО энергетических реакторов БН, охлаждаемых жидким натрием, например, БН-600, БН-800, БН-1800, и могут быть использованы на действующих АЭС с водоохлаждаемыми реакторами, а также в проектах новых энергоблоков

Целью диссертационной работы является решение научно-технической проблемы, заключающейся в разработке методологии обращения с радиоактивными отходами при выводе из эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах (на примере БН-350), обеспечивающей приведение РАО в безопасное состояние за счет снижения их объемов и кондиционирования в формы, пригодные для длительного хранения, а также экономичность переработки Для достижения цели ставятся следующие задачи

- разработка программы проведения комплекса научных исследований, от-

работки методологии обращения с РАО и технологий их переработки и кондиционирования,

- анализ объемов, состава и уровня активности РАО, накопленных при эксплуатации и образующихся при ВиЭ реактора БЫ, разработка классификации РАО по их уровню активности, физико-химической природе, способам переработки и хранения,

- составление материального баланса перерабатываемых ЖРО, низко- и сред-неактивных ТРО по объемам и типам отходов,

- проведение сравнения характеристик РАО реакторов на тепловых и быстрых нейтронах, оценка особенностей РАО реакторов БН,

- разработка методологии обращения с РАО разных категорий по активности и физико-химическим характеристикам при выводе из эксплуатации реактора БН,

- разработка безопасной технологии извлечения ТРО из траншей,

- разработка комплекса эффективных и безопасных технологий переработки и кондиционирования ЖРО, ТРО и жидкометаллического натриевого теплоносителя реакторов БН

Научная новизна работы заключается в следующем

- на основе впервые выполненного анализа объемов, состава и уровня активности радиоактивных отходов реактора БН (на примере БН-350) и разработанной классификации установлено, что в составе ТРО преобладают низкоактивные отходы (НАО) (>70%), высокоактивные составляют 3-4% Основная часть (80-82%) низко- и среднеактивных ТРО находится в траншейных хранилищах Декантаты и шламы неорганической природы составляют - 70% суммарного объема ЖРО Объем РАО на 1-м этапе ВиЭ реактора БН - 18000 м3, из них ЖРО - 4000 м3, суммарная гамма-активность - 2,4 1015 Бк, основной радионуклид - |37Сз,

- сравнение характеристик РАО реакторов на тепловых и быстрых нейтронах показало, что состав и уровни активности РАО аналогичны Определены особенности РАО реакторов БН объем ЖРО в 2-2,5 раза ниже, ТРО - в 1,5-3 раза выше, чем на реакторах ВВЭР, специфические ТРО реакторов БН - жидкометаллический натриевый теплоноситель, ловушки и адсорберы, содержащие натрий,

- составлены материальные балансы перерабатываемых ЖРО и ТРО по их объемам, типам, уровню активности, способам обращения

разработана методология обращения с РАО, в том числе с жидкометал-лическим натрием, при ВиЭ реактора на быстрых нейтронах, включающая последовательность переработки РАО разных категорий и типов, обоснование необходимости извлечения и переработки низко- и среднеактивных ТРО из траншей и критериев выбора технологий переработки РАО, экономическое обоснование выбора способа компакти-рования и технологий переработки низкоактивных ТРО, обоснование экологически безопасной технологии удаления и кондиционирования металлического натрия,

- разработана новая технология извлечения ТРО из траншей с локализацией радиоактивных загрязнений

Достоверность научных положений и технологических разработок базируется на использовании методов научного анализа и обобщения, статистической обработки данных, на нормативных документах по обращению с радиоактивными отходами, радиационной и экологической безопасности, охране окружающей среды и защите населения и персонала, подтверждена эффективностью предложенных методов и техноло-

гий, их апробацией и результатами испытаний

Практическая ценность работы.

Разработанная методология обращения с РАО, выполненный анализ состава и уровня активности РАО, их классификация и материальный баланс являются существенным вкладом в информационно-аналитическое обеспечение и подготовку исходных данных для разработки проектов ВиЭ и обращения с РАО реакторов БН Предложенные технологии переработки и кондиционирования ЖРО, низко- и среднеактивных ТРО реактора БН обеспечивают сокращение их объемов в 2-5 раз с получением конечных нерадиоактивных продуктов и упаковок РАО, пригодных для длительного хранения Новая технология извлечения ТРО из траншей представляет интерес для решения проблемы ликвидации "исторических" траншейных хранилищ Методология обращения с РАО и комплекс технологий их переработки внедрены в проекты комплексов переработки ЖРО и ТРО БН-350 и хранилища твердых и отвержденных РАО и могут быть использованы на реакторах БН-600, БН-800 и т п и АЭС с водоохлаждаемыми реакторами как при эксплуатации, так и при ВиЭ, а также в проектах новых энергоблоков

Личный вклад автора включает составление программы научных исследований, технологических и проектно-конструкторских разработок по обращению с РАО применительно к энергетическим установкам с реакторами БН и разработку методологии обращения с РАО при ВиЭ реакторов БН Автор разработал классификацию и составил материальные балансы РАО, экономически обосновал технологию компактиро-вания ТРО, предложил комплекс технологии переработки жидких и твердых РАО, обосновал необходимость извлечения ТРО из траншей и разработал для этой операции новую технологию, диссертант выполнил сравнительный анализ РАО реакторов на тепловых и быстрых нейтронах

На защиту выносятся1

- характеристики объемов, состава, уровня активности ЖРО и ТРО, классификация РАО реактора БН по их активности, физико-химическим свойствам, способам переработки и хранения, материальные балансы ЖРО и ТРО,

- результаты сравнения характеристик РАО реакторов на тепловых и быстрых нейтронах и оценки особенностей РАО реакторов БН,

- методология обращения с РАО различных типов и категорий активности,

- обоснование необходимости извлечения и переработки ТРО из траншейных храгыллщ к новая технология их извлечения,

- комплекс технологий переработки жидких и твердых низко- и среднеактивных отходов и жидкометаллического натриевого теплоносителя реактора БН Апробация результатов работы Основные положения работы докладывались и обсуждались на следующих конференциях, семинарах и совещаниях Междунар семинаре по ВиЭ реактора БН-350 (г Алматы, ЦБЯТ, июль 2000), 4-й Междунар конференции "Радиационная безопасность экология атомной энергетики" (Санкт-Петербург, сентябрь 2001), Междунар совещании по разработке проекта КП ЖРО РУ БН-350 (Санкт-Петербург, январь 2002), Форуме "Ядерные энергетические технологии с реакторами на быстрых нейтронах" (г Обнинск, ГНЦ ФЭИ, декабрь 2003), Междунар совещаниях по проектированию КП ЖРО и ТРО РУ БН-350 (г Актау, май 2004, Санкт-Петербург, июль 2005), VIII Междунар конференции "Безопасность ядерных техноло-

гий экономика безопасности и обращение с источниками ионизирующих излуче-ний"(Санкт-Петербург, сентябрь 2005), Междунар совещании по проекту КП ЖРО РУ БН-350, (ЗАО "МЭТР", Москва, сентябрь 2005)

По теме диссертации опубликовано 5 статей, 2 тезиса докладов Структура и объем диссертации Диссертация состоит из введения, 6 глав, заключения, выводов и 7 приложений, изложена на 168 страницах основного текста, содержит 22 рис , 39 табл Список литературы включает 165 наименований СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении определены цели и задачи диссертационной работы, обоснованы актуальность, научная новизна и практическая ценность работы, защищаемые положения

Первая и вторая главы диссертации представляют собой литературный обзор В первой главе даны основные характеристики реакторов на быстрых нейтронах и физико-химических свойств теплоносителя - жидкого натрия Проведен анализ концепций и вариантов вывода блоков АЭС из эксплуатации и существующего опыта обращения с РАО в процессе вывода из эксплуатации реакторов на тепловых и быстрых нейтронах

Во второй главе рассмотрены основные методы переработки ЖРО Особое внимание уделено известным сорбционным методам очистки ЖРО от радионуклидов цезия и способам отверждения ЖРО Проведен критический анализ способов обращения с жидкими и твердыми РАО на АЭС, существующих и вновь сооружаемых на ряде АЭС комплексов сбора и переработки низко- и среднеактивных радиоактивных отходов (НА и СА РАО)

Принятая концепция вывода из эксплуатации РУ БН-350 включает приведение РУ БН-350 в состояние безопасного хранения на 1-м этапе ВиЭ, безопасное хранение РУ в течение 50 лет на 2-м этапе и полный демонтаж на заключительном этапе Дана характеристика текущего состояния РУ БН-350 (на 09 2004 г ) Приведены основные положения составленной программы комплекса научных исследований и технологических разработок по обращению с РАО при ВиЭ реактора БН

Третья глава посвящена анализу и классификации РАО, накопленных при эксплуатации и образующихся при ВиЭ реактора на быстрых нейтронах, на примере РУ БН-350

В емкостях хранилища ЖРО (ХЖРО) находятся на хранении кубовые остатки, пульпа диатомита и ионитов Общий объем ЖРО -2730 м3, суммарная гамма-активность - 3,4 10й Бк (табл 1) По удельной активности ЖРО относятся к САО, активность определяется |37Сз

Удельная активность шламов выше, чем удельная активность декантатов Объем пульпы диатомита и ионообменных смол и щелочно-масляного раствора (органические ЖРО) составляет 32% от общего объема ЖРО Объем неорганических декантатов -1560 м3, шламов - 293 м3, общая активность 2,9 1014Бк

В процессе приведения РУ в состояние безопасного хранения на 1-м этапе ВиЭ образуется до 104 м3 ЖРО, после выпаривания - 1000 м3 кубовых остатков с удельной активностью 4 101 Бк/м3 Итого, объем неорганических ЖРО (декантатов)- 2560 м3, шламов - 293 м3, суммарная активность - 3,2 1014 Бк Составлен материальный баланс ЖРО (рис 1)

Таблица 1 - Характеристики декантатов и шлама в емкостях ХЖРО

Емкость Объем ЖРО, м3 Соотношение объемов декантата и шлама Соотношение активности де-клнтата и шлама Суммарная Y" активность, МБк Сухой остаток, г/л (дек/шлам) Примечание

1 576 2,0 0,28 4,1 107 5/50 Пульпа, ионообменные смолы

2 400 3,5 0,90 1,7 108 450/467 Неорганические ЖРО

3 953 21,7 0,91 4,0 107 130/130

4 51 - - - - Пастообразный шлам

5 442 3,3 0,45 7,3 107 72/110 Неорганические ЖРО

6 300 53,7 - 7,5 106 130/120 Щел очно-масляный раствор, масло

7 10 6 - - 2,6 10" -/560 Шлам

Итого 2733 3,34 10"

Рисунок 1 - Материальный баланс накопленных ЖРО и шламов

Твердые отходы, накопленные при эксплуатации РУ, размещены на временное хранение в инженерных сооружениях хранилища ТРО (ХТРО) и в помещениях здания РУ

Состав ТРО в траншеях - строительные отходы, металлические детали, арматура, чехлы, пеналы, спецодежда, СИЗ, фильтры и т п Траншеи заполнялись ТРО навалом, засыпались землей, уплотнялись и бетонировались Общий объем ГРО в них -10600 м3

В бункерном хранилище находится 140 т высокоактивных отходов (BAO) с суммарной активностью 3,5 1013 Бк В зд РУ на хранении находятся чехлы, пеналы, сборки, радионуклидные источники (РИ), фильтры, ловушки, адсорберы и т п Общая масса ТРО - 190т, из них низкоактивных отходов - 100 т, среднеактивных отходов (CAO) - 40 т, BAO - 50 т, активность ТРО> 2,3 1014 Бк Суммарная активность ловушек и адсорберов - 5,5 1014 Бк На предприятии МАЭК на хранении находится около 11 тыс РИ с активностью 8,3 1014 Бк Всего за время эксплуатации БН-350 накоплено -7550 т ТРО (13000 м3) с активностью 1,9 1015 Бк

Разработана классификация накопленных ТРО по физико-химической природе, уровню активности, способам переработки и хранения, с целью оценки соотношения

объемов ТРО разного типа и уровня активности и формирования потоков ТРО по способам переработки составлен материальный баланс НА и СА ТРО из траншей (рис 2)

Рисунок 2 - Материальный баланс по накопленным в ХТРО НА и СА ТРО, перерабатываемых

на первой стадии

К неперерабатываемым и специфическим ТРО отнесены металлический натрий, специальное оборудование, РИ и т п (табл 2)

Таблица 2 - Специфические и неперерабатываемые виды ТРО

Вид ТРО Кол-во шт Объем, м3 Активность, Бк Категория ТРО

Металлический натрий в системе хранения и на поверхностях! контура 602 2,15 1012 CAO

Натрий в холодной ловушке оксидов 1 контура - 17,5 6,25 L010 CAO

Адсорберы 5 10,4 2,9 1014 BAO

Ловушки цезия 7 6,2 2,6 1014 BAO

Гравий и песок из емкостей ХЖРО - 182,4 7,8 1013 CAO

Радионуклидные источники 11375 - 9,7 1014 BAO

Нейтронные источники 3 - >1,4 1013 BAO

ТРО из траншей (фильтры, бетон плиты) - 184 - CAO

Объем низко- и среднеактивных ТРО, образующихся на 1 этапе ВиЭ реактора БН, составит 990 м3 Общий объем ТРО, накопленных при эксплуатации и образующихся на 1 этапе ВиЭ - -14000 м3 (8240 т), из них 70-74% НАО, 22-23% CAO и 3-4% BAO

Для проведения сравнения характера и объемов РАО реакторов на тепловых и быстрых нейтронах предложено выполнить оценку коэффициента масштабирования из сравнения объемов РАО реакторов ВВЭР разной мощности, оценку коэффициента, учитывающего влияние компоновки и режима эксплуатации реакторов разного типа и одинаковой мощности, и расчет объема РАО на 1 МВтэп Эти коэффициенты используются для прогнозирования объемов РАО на реакторах БН-600 и т п Для оценки особенностей РАО реакторов БН проводят сравнение активности, структуры, химического состава и объемов ЖРО и ТРО реакторов БН и ВВЭР

Сравнение объемов ЖРО проведено на основе значений, нормированных на 1 реактор год и на 1 МВтЭ1 год (для исключения влияния мощности реактора) (табл 3)

Таблица 3 - Объемы ЖРО на АЭС с реакторами на тепловых нейтронах (объемы при-

ведены к солесодержанию 300-400 г/л)

Нормированная величина ВВЭР-440 ВВЭР-1000 РБМК-1000

1970-80г 1993-97г. 1993-97г. 1974-78г. 1993-97г.

м3/реактор год 320-440 120-200 220-350 800-1000 360-450

Средний КИУМ*,% 69,5-73 53-79 52-71 57 75

м'/МВт,,, год 1,0-2,2 0,4-0,7 0,4-0,6 1,4-1,75 0,48-0,6

*КИУМ- коэффициент использования установленной мощности

Объем ЖРО на реакторах РБМК-1000 в 1,4 раза выше, чем на ВВЭР-1000, на 1 блок реактора ВВЭР-1000 ~ в 1,5 раза выше, чем на ВВЭР-440 Для сравнения объемов эксплуатационных ЖРО реакторов на тепловых и быстрых нейтронах, выбраны отечественные реакторы первого поколения со сравнимой мощностью и типом компоновки -ВВЭР-440 и БН-350 (табл 4) Объем ЖРО на БН-350 в 2-2,5 раза ниже, чем на реакторах ВВЭР-440

Таблица 4 - Объемы ЖРО на реакторах ВВЭР-440 и БН-350

Нормированная величина ВВЭР-440 БН-350

1970-80 гг. 1993-97 гг 1970-80 гг. 1973-99 гг. в среднем

м^/реактор год 320-440 120-200 120 50-75

mj/MBt,„ год 1,0-2,2 0,4-0,7 0,6 0,2-0,3

Для прогнозирования объемов РАО на БН-600 и других реакторах БН проведено сравнение характеристик БН-350 и БН-600 Петлевая компоновка контуров БН-350 аналогична компоновке контуров реакторов ВВЭР БН-600 имеет интегральную компоновку в общем баке-корпусе реактора Мощность БН-600 и глубина выгорания топлива почти в 2 раза выше, чем у БН-350 С учетом величины пересчетных коэффициентов (- 2) среднегодовой объем ЖРО на реакторе БН-600 за время эксплуатации составит м3/реактор год - 100-150 (при солесодержании 200-300 г/л), м3/МВт,,, год - 0,250,35 За время эксплуатации БН-600 (30 лет) может быть накоплено 3000-4500 м3 ЖРО

Удельная активность ЖРО реакторов на тепловых и быстрых нейтронах сравнима по величине, и на 95-99 % определяется нуклидом 137С5 ЖРО всех типов реакторов близки по химическому составу

Объемы эксплуатационных ТРО реакторов БН сравнимы с объемами ТРО на реакторах РБМК, но в 1,5-3 раза выше, чем на реакторах типа ВВЭР и (табл 5)

Таблица 5 - Объемы ТРО при эксплуатации АЭС с реакторами разного типа

Объемы ТРО, MJ/peaKTop год и м'/за в ремя эксплуатации, на реакторах типа

ВВЭР-440 ВВЭР-1000 РБМК-1000 БН-350 PWR-1000 BWR-1000

120-350 110-300 300-425 500-540 115-190 300-310

3600-10500 4400-12000 9000-12750 13000-14000 4600-7600 12000-12400

Состав ТРО реакторов на быстрых и тепловых нейтронах аналогичен Соотношение объемов ТРО различного уровня активности также почти одинаково, но на реакторах БН слегка выше доля BAO по сравнению с ТРО реакторов ВВЭР и PWR (табл 6)

Таблица 6 - Соотношение эксплуатационных ТРО по уровню активности

Категория ТРО Соотношение категорий ТРО, %, для реакторов типа:

ВВЭР РБМК БН

НАО 70-75 76-77 70-74 93

САО 19-28 19-21 20-23 6,6

ВАО <1-3 2,0-4,8 2,8-4 0,4-0,6

Особенности РАО реакторов БН - специфические ТРО жидкометаллический натрий, высокоактивные адсорберы и ловушки, содержащие натрий, для БН-350 - наличие в составе ТРО более 11 тыс шт РИ

По предварительным оценкам на заключительном этапе ВиЭ РУ БН образуется до 19250 т твердых отходов, из них радиоактивных - 11180 т (58%) Соотношение групп ТРО разной активности НА - 35%, СА - 40%, ВА - 23% При полной ликвидации РУ по сравнению с "отложенным демонтажом" существенно возрастает доля СА и ВА ТРО Общая масса ТРО по завершении ВиЭ РУ БН почти не отличается от количества ТРО при ВиЭ на блоках с ВВЭР и европейских энергоблоках Р\УЯ и В\¥И

Четвертая глава посвящена разработке методологии обращения с РАО при выводе из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах (на примере БН-350)

Целью обращения с РАО при ВиЭ реакторной установки является экологически безопасная и экономически целесообразная переработка их с переводом в формы, пригодные для последующего длительного безопасного хранения и обеспечивающие отсутствие воздействия их на население и окружающую среду

Методология обращения с РАО реакторов БН разработана применительно к ВиЭ реактора БН-350 РУ БН-350 находится на территории комбината МАЭК, г Актау, установок переработки РАО на комбинате нет В Республике Казахстан отсутствуют централизованные или региональные предприятия по переработке и хранению РАО, расположение РУ БН-350 изолированное, поэтому переработка и хранение кондиционированных РАО организуется непосредственно на площадке МАЭК

Методология обращения с РАО включает решение следующих задач

- выбор и обоснование технологий переработки ЖРО (декантатов) и отверждения шламов, позволяющих достичь максимального сокращения объемов отходов при минимальных затратах и кондиционирования их для длительного хранения,

- выбор, экономическое и экологическое обоснование технологий переработки и кондиционирования радиоактивного металлического натрия и отмывки контурного оборудования от остатков натрия,

обоснование необходимости извлечения ТРО из траншей, создание технологии извлечения ТРО из траншей,

- разработка системы сбора, классификации, сортировки, переработки, упаковки ТРО с формированием упаковок, отвечающих требованиям нормативной документации РФ по критериям приемлемости отходов для длительного хранения,

- обеспечение длительного хранения упаковок РАО, отвечающего современным требованиям безопасности, с возможностью последующего вывоза отходов в региональный или централизованный пункт захоронения,

Методология обращения с РАО заключается в следующем

ЖРО имеют различную природу неорганическую и органическую Для кондиционирования пульпы и маслосодержащик ЖРО должны быть разработаны специаль-

ные технологии Рекомендовано проводить переработку ЖРО в две стадии на первой стадии перерабатывают ЖРО неорганической природы Далее осуществляют выбор технологий переработки органических ЖРО и производят их переработку

Предлагаемая технологическая схема переработки неорганических ЖРО основана на ионоселективной очистке декантатов от радионуклидов цезия, упаривании очищенного фильтрата до сухих солей, отверждении шламов цементированием

В составе твердых отходов преобладают НАО, основная часть которых размещена в траншеях BAO частично находятся на хранении в бункерном сооружении, емкость которого недостаточна, значительная часть BAO хранится в реакторном здании

Рекомендована постадийная переработка ТРО разного уровня активности на первой стадии производится извлечение НА и СА ТРО из мест хранения, не соответствующих требованиям безопасности, а также ТРО, образующихся при ВиЭ, и их переработка На второй стадии осуществляют реконструкцию хранилища BAO, сбор и упаковку BAO и размещение в хранилище В течение первой стадии ВА оборудование хранится на рабочих местах

Составлен материальный баланс НА и СА ТРО, подлежащих переработке на 1-й стадии (рис 3) Материальный баланс НА и СА ТРО является базой для выбора технологий компактирования и кондиционирования ТРО, оценки затрат на обращение с РАО и объема хранилищ для безопасного хранения кондиционированных РАО

Предлагаемая технология обращения с НА и СА ТРО состоит из следующих операций удаление ТРО из временных хранилищ, классификационная сортировка и фрагментация, переработка и упаковка ТРО, длительное хранение (50 лет) упакованных отходов, сбор, и размещение на хранение слабо загрязненного грунта Методология обращения с отдельными видами ТРО

- чехлы ОТВС в пластикатовой упаковке без фрагментации и дезактивации направляют на длительное хранение в отсеки хранилища для крупногабаритных ТРО,

- ТРО, загружаемые в невозвратные защитные контейнеры (НЗК), не заливают цементным компаундом или "чистым" цементным раствором, что согласуется с требованиями безопасности,

- слабозагрязненный грунт направляют на хранение в первичной упаковке (пластикатовые или крафт-мешки) навалом в отсеках железобетонного хранилища,

- нерадиоактивные отходы в первичной упаковке (крафт-мешки) размещают на полигоне для промышленных отходов

Рисунок 3 - Материальный баланс по НА и СА ТРО, подлежащих переработке на 1-й стадии 1-го этапа ВиЭ реактора БН

Конструкция приповерхностного хранилища должна включать - систему инженерных барьеров покрывающий и подстилающий экраны и системы, предотвращающие накопление воды в могильнике,

буферный материал для удержания радионуклидов и исключения фильтрационной делокализации радионуклидов

Земляные траншеи на площадке ХТРО и состояние хранящихся в них ТРО не соответствуют вышеуказанным требованиям

Для оценки безопасности хранения РАО в земляных траншеях рассчитана скорость подземной миграции радионуклидов из мест хранения с помощью численной модели миграции радионуклидов, разработанной в Институте Биофизики РАН и описываемой дифференциальным уравнением

асг = э

(к Эх,

Эх, I рКй +и

рК„+и

-л{сг -См)+<3 (1)

где (^-концентрация радионуклида в твердой или жидкой фазе, Бк/м , и -влагосодержание, р -плотность сухого грунта, кг/м3, Ка -коэффициент распределения нуклида, м3/кг, V, - поток фильтрации, м/с, Оц = О* + Ои, где О* -эффективный коэффициент диффузии, м2/с, О4 -коэффициент гидродинамической дисперсии, м2/с, X - постоянная распада, с (2 - активность источника, Бк/м3 с

Фильтрационный поток воды в зоне хранения определяется уравнением (2) для гидродинамического потенциала (у, м)

Э

с» ~ Эх,

ки

„ ЭКИ

Ъщ

dxJ

где Кч - коэффициент фильтрации, м/с

В расчетах миграции радионуклидов приходится решать задачу Коши с источником для системы двух связанных нелинейных уравнений в частных производных параболического типа с двумя пространственными переменными и одной временной переменной В начальный момент времени временной параметр о<1<со, а двумерная пространственная область представляет собой бесконечную полосу конечной глубины И -оо<х<оо, -Ь<у<0

Граничные условия для концентрации радионуклида С(х,уД) на поверхности почвы, на боковых поверхностях траншей и на линии водоупора ставим условие нулевого потока радионуклида ЭС/ЭЬ = О

На нижней границе траншеи и на уровне грунтовых вод концентрацию можно принять равной концентрации радионуклидов в отходах с коэффициентом к_ уменьшения, учитывающим скорость поступления (десорбции) радионуклида в воду 0| нижняя граница = Стро к (0 , эта величина считается известной В начальный мо-

(уровень грунтовых вод)

мент времени С(х,у,0|ио = С0(х,у)

Граничные условия на гидродинамический потенциал на поверхности почвы -

у=0, К,^ = 1,1 - величина инфильтрационного потока, принятая постоянной На Эу

линии водоупора у=-Ь и ду//ду = 0 На боковых стенках траншеи поток воды отсутствует и ду/!ду = О

На нижней границе траншей и на уровне грунтовых вод происходит обмен потоками воды Примем, что потоки движутся нормально к границе и значение у постоянно, те ду/1 Эу = 0

В начальный момент времени гидродинамический потенциал задается выражением

Их>У'М„о =|/»(х.У)

Характеристика почв и пород, осадков и грунтовых вод в районе расположения траншей таковы Инфильтрационный поток составляет 15,6 см/год Почвы - песчаные, супеси, маловлажные, уровень грунтовых вод - 3,5-4 м, минерализация вод 21 г/л Глубина траншей -5 м, следовательно, нижние слои ТРО имеют непосредственный контакт с грунтовыми водами Водоносные проницаемые породы (мергелисто-известняковые, трещиноватые) имеют мощность 11-13 м Коэффициент фильтрации воды для песчаного грунта 1-5 105 м/с, супеси, суглинка - 10"7 м/с Коэффициент распределения цезия на песках и супесях <3-5 л/кг Около 50% цезия может быть десорби-ровано из ТРО в грунтовые воды

Для расчетов использована упрощенная модель, представляющая собой частные решения системы дифференциальных уравнений Из расчетов следует, что скорость вертикального распространения '"Сб в грунтах - 0,6-1,0 м/год, и миграция его до водо-упора произойдет за 15-20 лет, а в водоносный горизонт - значительно ранее Эти данные подтверждают необходимость вывода из эксплуатации траншейных хранилищ и извлечения из них накопленных ТРО

Извлечение ТРО связано с опасностью радиационного воздействия на персонал и окружающую среду из-за образования радиоактивных аэрозолей и их ветрового разноса Для предотвращения разноса РАЗ необходимо сооружение укрытий и пылеподав-ление

Обоснование предлагаемых технологий переработки и кондиционирования ТРО выполнено на основе ряда критериев эффективности, степени апробации и технологичности способов обращения с ТРО и их технико-экономической оценки Технико-экономический анализ выполнен для трех вариантов переработки ТРО прессование (вариант 1), сжигание (вариант 2), упаковка непереработанных ТРО в контейнеры НЗК (вариант 3) Расчеты проведены методом полных затрат при производительности установок прессования и сжигания - 1000 м3/год, и сокращении объема ТРО в 6 раз при прессовании и в 30 раз при сжигании

Наибольшими экономическими преимуществами обладает первый вариант, т е компактирование ТРО прессованием с последующим хранением кондиционированных отходов Граничные объемы перерабатываемых ТРО, при которых сооружение установок прессования (или сжигания) становится экономически целесообразным, оценены из графика зависимости затрат от объема перерабатываемых ТРО (рис 4) Точки пересечения прямых для вариантов 1, 2 и 3 дают искомые значения предельных объемов ТРО

С учетом затрат на безопасное хранение в течение 50 лет переработка ТРО прессованием экономически целесообразна при наличии в составе ТРО > 2400 м3 прессуемых отходов, сжигание - при наличии >10500 м3 горючих отходов, а упаковка ТРО в НЗК навалом - при общем объеме отходов < 2400 м3 Одновременное использование способов прессования и сжигания экономически оправдано при суммарном объеме отходов >15000-20000 м3

_4,5,6 - затраты на переработку ТРО по вариантам 1, 2, 3 с учетом затрат на хранение

в течение 50 лет

Для компактирования ТРО рекомендована следующая технологическая схема

- сбор (извлечение), сортировка и фрагментация ТРО,

- прессование ТРО в бочках,

- загрузка брикетов спрессованных ТРО в контейнер НЗК

Металлический натрий в системе хранения и на внутренних поверхностях 1-го

контура относится к CAO и должен быть полностью удален из систем контура, переработан и кондиционирован для безопасного хранения Удалению подлежит также натрий 2-го контура, отнесенный к неактивным отходам Удаление натрия из систем реактора и контуров и их дезактивация позволит осуществить дальнейшее безопасное хранение этих систем не в инертной атмосфере, а в воздушной Мировой опыт обращения с большими количествами радиоактивного натрия невелик, поэтому решение проблемы обращения с натрием в процессе ВиЭ реактора БН будет представлять интерес не только для специалистов России, но и для мировой практики ВиЭ реактора БН с натриевым теплоносителем

На настоящий момент наиболее распространенным способом переработки жид-кометаллического натрия является взаимодействие его с водой, радиоактивный раствор щелочи может быть преобразован в твердый продукт с помощью цементирования

Для управления скоростью реакции следует дозировать воду или натрий малыми порциями, либо снизить активность воды за счет подачи ее в виде пара, тумана или раствора щелочи Безопасным способом переработки жидкометаллического натрия яв-

ляется взаимодействие его с крепким раствором щелочи, способ апробирован при переработке 16 т сплава натрий-калий на реакторе EBR-1 и натрия на EBR-II Петли 1-го контура отмывают от остатков натрия парогазовой смесью Разработанный в ФЭИ способ переработки натрия путем твердофазной реакции с диспергированным шлаком после промышленной апробации также может быть применен для обращения с отходами натрия

Пятая глава посвящена обоснованию и опытной проверке предложенной технологии переработки ЖРО неорганической природы при ВиЭ реактора типа БН

Удельная активность l37Cs в ЖРО составляет 4,4 10ю Бк/м3, 60Со - 1 105 Бк/м3 Среднее солесодержание ЖРО - 180 г/л Для очистки ЖРО такого типа в настоящее время используют ионоселективную сорбцию, значительно сокращающую объем конечного продукта Способ разработан и испытан во ВНИИНМ, ИФХЭ РАН, ГНЦ ФЭИ, МосНПО "Радон" Наиболее эффективным ферроцианидным ионоселективным сорбентом является Термоксид-35 Присутствие в растворе комплексонов, ПАВ, полифосфатов препятствует глубокой очистке от радионуклидов Cs и Со, для разложения комплексонов применяют методы их химического или электрохимического окисления Технология очистки ЖРО без окисления и с предварительным окислением их озоном, фильтрацией образующихся осадков и динамической сорбцией на Термоксиде-35 опробована на жидком радиоактивном концентрате (ЖРК) РУ БН-350 (табл 7), при окислении озоном эффективность очистки возрастает - в 103 раз коэффициент очистки от l37Cs составляет 2 107, от 60Со - до 104

Таблица 7 - Ионоселективная очистка на сорбенте Термоксид-35 декантатов из емкостей ХЖРО РУ БН-350

Тип ЖРО Условия сорбции Скорость фильтрации, колон обУч Объем пропущенного раствора, колон об Коч от 137Cs Коч от "»Со

Солесодерж 71 г/л, ПАВ-0,14 г/кг, ХПК* 8 г О,/л Без окисления озоном

3 колонки последовательно 3-6 52 4,3 104 1,1

80 2,9 10" 1,1

107 1,15 104 1,1

С окислением огоном и фильтрацией

Тот же Те же 5-10 (100 мл/ч) 12,5 >4 Ю5 > 1 104

25 6,5 105 > 1 104

55 >2 10' ■

72 >2 10' -

1-2 40 >2 107 500

* ХПК-химическое потребление кислорода

Эффективность очистки возрастает при фильтрации осадков через керамические или металлокерамические мембранные фильтры, устойчивые в присутствии окислителей

Фильтрат после очистки ЖРО от нуклидов цезия и кобальта используют для промывки шламов от избыточной активности, что заметно снижает затраты на их переработку и хранение Декантат от промывки подвергают повторной очистке, шламы из емкостей и осадки после озонирования поступают на цементирование Очищенный фильтрат упаривают до сухих солей, упаковывают и направляют на полигон промыш-

ленных отходов

Отверждение шламов и концентратов ЖРО подразумевает включение их в нерастворимую матрицу Распространенные способы отверждения НА и СА отходов -цементирование, битумирование, остекловывание Основными достоинствами цементирования являются простота технологического процесса, негорючесть и отсутствие пластичности отвержденного компаунда, способность к связыванию больших объемов воды, высокие экранирующие свойства цемента, доступность и низкая стоимость сырья Сравнение технологий отверждения по качеству конечных продуктов, степени реализации, экономическим показателям, потребности в энергоресурсах, безопасности процессов и др подтвердило преимущества цементирования для кондиционирования РАО в технологической схеме обращения с ЖРО реактора БН

Разработана технология переработки и кондиционирования ЖРО и шламов при ВиЭ реактора на быстрых нейтронах

Выдача декантата из емкостей и размыв осадков производятся последовательно-периодически Размыв шламов осуществляют гидромонитором направленного действия и устройством размыва затопленной струей Для размыва используют декантаты емкостей ХЖРО Декантат озонируют при 60 °С и рН=12-13, озон генерируется в блоке газоподготовки, озоно-кислородная смесь смешивается с раствором в эжекторе Расход озона - <2,5 кг/ч, концентрация озона в воздушной смеси - до 100 г/м3 Газы очищают от остатков озона в каталитическом реакторе с гопкалитом, и направляют в систему очистки

Система фильтрации раствора после озонирования состоит из двух ступеней Фильтры предварительной очистки снаряжены нержавеющей сеткой с ячейкой 10 мкм Глубокая очистка проводится на мембранных элементах со средним размером пор 0,2 мкм Необходимая степень концентрирования осадка достигается многократной циркуляцией раствора через мембранные фильтры Далее фильтрат прокачивают последовательно через два фильтра-контейнера с сорбентом Термоксид-35 Если активность фильтрата ниже установленного уровня, он направляется на упаривание, если выше -на доочистку

Масса солевого остатка, образующегося после обезвоживания очищенного солевого раствора, составляет 610 т (360 м3) Конечными продуктами переработки являются обезвоженные соли, упакованные в крафт-мешки

Шлам из емкостей и осадок со стадии озонирования (объемом 350 м3) цементируют Массовое отношение шлам/вяжущее (цемент + бентонит) - 0,7, расход на один контейнер НЗК (1,5 м3) шлам - 1050 кг, цемент - 1365 кг, бентонит - 135 кг Общее количество контейнеров НЗК-150-1,5п для цементирования шламов -400 шт

Цементирование осадков, размещение цементного компаунда в бетонных защитных контейнерах НЗК, конструктивное исполнение фильтра-контейнера (ФК) и НЗК рассчитаны на длительное безопасное хранение РАО, в том числе - на их окончательное захоронение

Произведен расчет баланса активности и объемов ЖРО и шламов в процессе их переработки (рис 5) Объем радиоактивных кубовых остатков в результате переработки сокращается в 280 раз от 2560 м3 декантатов до 9,2 м3 сорбента, с учетом объема ФК -в 95 раз Объем шламов при цементировании увеличивается почти вдвое от 350 до 600 м3 В целом, объем ЖРО и шламов сокращается - в 5 раз, с учетом объема упаковок ~ в 2 раза Основная активность (97% от суммарной исходной активности) концентрирует-

ся в ионоселективном сорбенте, размещенном в ФК Цементный компаунд с отвер-жденными шламами содержит лишь 3,4% суммарной активности

Шлам ю емкостей ХЖРО, У=293 м3 Аобщ=7,б 107 МБк (23% от Еактивн) Ауд=2,6 105 МБк/м3

Размыв откачка У=И93 м3

Отстой шлама

Промывка и отстой шлама

-Т-ЕП

Л ЖРО и шламы, 2 объем 2853 м?

| Е активность 3,25 10* МБк

900 м1

Декантат т емкостей ХЖРО, У=1560 м3 Аойгк=2,1 10»МБк (65% от Еактивн.) Ауд=1,4 105 МБк/м1

Кубовые остатки, образующиеся при ВиЭ, У=1000 м3 Аобщ=3,7 107МЕк (11,4 V* от Еактивн ) Ауд=3,7 104 МБк/м3

*

И € ъ

о

* 13 10* МБк о о >

У=900 м* £

Корректировка рН

Нагрев до 60 "С

.1 66 Ю1 5 МБк

Шлам, У=293 м3 Аобщ=9,4 104 МБк (12% от Еактивн) Ауд=3,2 10' МБк/м3

Цементирование Ушта=350 м3

V, ,„»™а---250 м1

Цементный компаунд в ЮК, \-593 м3 Аобщ=1,1107 МБк Р,4% от Гактиви ) Ауд=1,86 104 МБк/м3

Декаитаты, У~3000 м3 ] Аобш=1,9 Ю'МЕк > (57,8% от Еактивн ) § -Ауд=б,2 104 МБк/м3

±

Озонирование

•т£А

Грубая и ультрафильтрация

Шлам, У=56 м3 Промывка, отстой, Аобщ=1,8 10® МБк Ауд=3,2 104 МБк/м3

•тЕА

-2100 м3

ю лрвншх; шлама

jt Ионоселективная |

у очистка от нуклидов теря.итаЗЗ

^ 2 ступени а ж ФК

Аобщ=3,110' МБк 1

»Р

, Фильтры-контейнеры! и —

230 шт ,

' Адфк=1,4 10* МБк " __ . Аобщ=3,110» МБк (96,6% от

Очищенный фильтрат '

I, ....... .'

Контроль Ауд

I

Хранилище НЗК-400 шт, 1496 м3 ФК - 230 шт , 66 м3

Выпаривание до сухих солей У-2445 м3 Ауд<МЗУА

Конценсат т

пара 4

У-2445 м3 !

АудсЮУВ |

т

Хранение на

полигоне промотходов

611 т солей 12220 шт крафт-мешков Ауд<10 УВ

Сброс ■ пнипщю*

Рисунок 5 - Баланс объемов сред и активности в процессе переработки и кондиционирования ЖРО и шламов при ВиЭ реактора БН-350

Выполнена оценка затрат на обращение с ЖРО Капитальные вложения на строительство комплекса переработки ЖРО (в ценах 2004 г) составляют 75440 тысдолл (табл 8), текущие затраты - 7135 тыс долл в год, суммарные затраты - 111,1 млн долл

Таблица 8 - Технико-экономические показатели переработки ЖРО

Наименование показателя Единица измерения Значение

Объем перерабатываемых ЖРО, суммарный/за год м3 5600/1120

Объем цементируемых шламов, суммарный/ за год м3 350/70

Количество контейнеров НЗК и ФК, за весь период/ за год шт 400+230/126

Капит затраты на строительство КП ЖРО, всего, в т ч -строительно-монтажные работы - оборудование - прочие То же, с учетом налогов, сборов, НДС и др тыс долл 57590 37080 16730 3780 75437

Текущие затраты на эксплуатацию КП ЖРО, за год тыс долл 7135

Суммарные затраты на обращение с ЖРО тыс долл 111100

Шестая глава посвящена разработке и обоснованию технологий обращения с ТРО при ВиЭ реактора БН (на примере БН-350)

Классификация ТРО показала, что значительная часть твердых отходов относится к НАО и находится в земляных траншеях без первичной упаковки Земляные траншеи не имеют достаточных инженерных барьеров, соответствующих требованиям нормативных документов, и непригодны к дальнейшей эксплуатации Необходимость извлечения из траншей и переработки НА и СА ТРО обоснована научно и экологически

Предложена новая комплексная технология извлечения ТРО из траншей, сочетающая возведение над траншеей переносного укрытия и применение специальной перегрузочной техники Для локализации загрязнений и защиты от атмосферных явлений над траншеей, где производятся работы, возводится сплошное "Укрытие" ангарного типа, конструкция которого обеспечивает монтаж и демонтаж его в сжатые сроки Боковые стены и крыша выполнены из легкого хорошо дезактивируемого материала Для извлечения ТРО из траншей используют манипулятор ВЯОКК 330 с набором инструментов и датчиком контроля активности С участка траншеи длиной 5-10 м манипулятором снимают чистый грунт, который вывозят в контейнерах Невскрытую часть траншеи защищают пленкой Рабочую зону траншеи отделяют от нерабочей передвижной "шторой", воздух рабочей зоны очищают с помощью передвижной установки вентиляции Манипулятором В1ЮКК 330 извлекают ТРО и фрагментируют их с помощью съемных элементов

При извлечении ТРО габариты траншеи увеличиваются на 10-20 см После освобождения траншеи проводится дезактивация траншеи и укрытия легкосъемным дезактивирующим покрытием, которое затем снимают и направляют на переработку После дезактивации укрытие демонтируют и переносят на следующую траншею Разобранную траншею засыпают чистым грунтом

Разработанная технология обращения с ТРО включает следующие транспортно-технологические операции (рис 6)

- сбор и классификацию (взвешивание, контроль активности) ТРО на местах временного хранения, транспортирование на сортировку,

- сортировку, фрагментацию, сушку ТРО и размещение в первичных упаковках (бочка объемом 100 л для прессуемых ТРО) или в НЗК навалом (для неперерабатываемых ТРО),

- прессование ТРО в бочках с превращением их в брикеты,

- размещение в НЗК брикетов прессованных ТРО,

- подготовку контейнеров НЗК с ТРО к хранению (герметизация),

- размещение кондиционированных ТРО на длительное хранение в контейнерном хранилище, слабоактивного грунта - в отсеках отдельного хранилища

Сортировка, фрагментация и сушка ТРО производится в боксах с общей производительностью 1м3 ТРО в час В состав бокса входят манипулятор типа ВЯОКК 40, электроножовка, монтажная пила, термовоздуходувка и приборы радиационного контроля

| Траншеи |

{Арочный cuiaüj

Установи строительных конструкций над траншеей для защиты от атмосферных осадков и ветрового уноса

I Вирытястраншеи]

Извлечение ТРО и грунта манипулятором UroU ¿JU радиометрический контроль для сортировки ТРО на НА н СА . _р-шепха до размеров контеинера У=1м

ТРО образующиеся в проции приведения РУ БН 350

ясоостоянис безопасного хранения

—"^КрупногабаритныеTPOj |МалогабаритныеTPOJ

Н фут }-

—| Загрузка ТРО и грунта а оборотные контейнеры —| Фрагментация |

Дозиметрический контроль контейнеров и их дезактивация при необходимости

| Транспортирование ТРО

I

Входной учет

[ Коитеннеры с НА ТРО)

(Контейнеры с СА ТРО)

Сортировка сушка фрагментация

—Ч т1^!

Загрузка 8 контейнер НЗК СА ТРО

| Прсе^уемыс ТРО | | Нспрессуемыс ТРО

Прессование

^cLTuf/ro"^ [ НЗК с НЛ ТЮ ] ( Контейнер НЗК с. СА ТГО )

Герметизация контейнеров IÍ3K

грунт с площадок строительства

х

Выходной контроль

I

Хранилище

— грунт

|—- крупногабаритные ТРО

jH3K

крупногабаритные ТРО

Рисунок б -Транспортно-технологическая схема обращения с ТРО

Установка прессования выполняется на базе пресса БВ-1330 Прессование происходит в три ступени, производительность установки по исходным ТРО -1,3 м3/ч, в цикле прессования - 1 брикет/мин , в цикле укладки в контейнер - 1 брикет/4 мин Длительность заполнения 1 контейнера - 1,8 ч Брикеты укладываются в контейнер НЗК по 9 шт в 3 слоя Пресс оснащен вентиляцией для удаления пыли и радиоактив-

ных аэрозолей из зоны прессования Воздух перед удалением проходит очистку на фильтрах

Обращение с контейнерами НЗК включает герметизацию заполненных контейнеров и их выдержку

Коэффициенты сокращения объема ТРО составляют при фрагментации непрес-суемых и крупногабаритных ТРО - 2, при прессовании - 5 Исходный объем ТРО -10920 м3, конечный объем - 2895 м3, сокращение объема ТРО - в 3,8 раза С учетом объема 1324 шт НЗК для упаковки ТРО конечный объем составит 5860 м\ сокращение объема ~в2раза

Длительное хранение контейнеров с твердыми и отвержденными РАО с возможностью их последующего извлечения и захоронения осуществляется в контейнерном хранилище, срок службы хранилища - 60 лет На хранение поступают

1 Контейнеры НЗК-150-1.5П с кондиционированными РАО, образующимися при отверждении шламов и упаковке ТРО Хранилище рассчитано на 6000 контейнеров НЗК с возможностью расширения Хранение контейнеров осуществляется в 5 ярусов по высоте

2 Фильтр-контейнеры с отработавшим сорбентом в количестве 230-300 шт при хранении их в 1 ярус

3 Крупногабаритные ТРО Полная вместимость двух отсеков хранения крупногабаритных ТРО составляет -870 м3 (коэффициент заполнения 0,6)

Отдельное хранилище предназначено для хранения в отсеках низкоактивного грунта (навалом) и нефрагментируемых низкоактивных ТРО (в упаковке)

В разделе 6 5 рассмотрены вопросы радиационной и экологической безопасности обращения с РАО Показано, что дозы облучения населения и персонала не превысят допустимых значений даже при авариях Выбросы и сбросы при переработке РАО значительно ниже допустимых

Обращение с радиоактивным жидкометаллическим натрием (раздел 6 б) требует разработки специальных технологий Переработка больших объемов натрия связана с опасностью возгорания и взрыва вследствие высокой химической активности натрия и образования водорода при реакции натрия с водой Тем не менее, большинство способов переработки натрия основаны на взаимодействии его с водой Скорость реакции натрия с водой можно описать формулой dA

_ ~ТГ ~ kNaa№-ai],o О)

Cil

где А - активность продукта реакции, а^, аН2о - активность натрия и воды, ksa - константа скорости реакции Реакция (3) необратима (вследствие выделения водорода), в чистой воде протекает до полного растворения натрия Если ака= анго , то 1 х

к2=—---(4)

aNntaN,-X

и время полупревращения равно ti/2= 1/ k2aNa или tщ = 1/ кгацю

Скорость реакции определяется в равной мере активностью воды и натрия, поэтому управлять ею можно, дозируя натрий в зону реакции малыми порциями, либо подавая воду в виде пара, тумана, или раствора с низкой активностью воды, например, крепкого раствора щелочи В растворах NaOH активность воды и скорость растворения натрия снижаются с ростом концентрации щелочи (рис 7)

Рисунок 7 - Скорость растворения натрия в функции от концентрации №ОН в растворе

Для выбора эффективного, безопасного и технологичного способа переработки радиоактивного натрия проведена сравнительная оценка предлагаемых способов по степени их апробации, безопасности, объемам и характеру вторичных РАО, технологичности, технической реализуемости и управляемости процесса, затратам

На данный момент принята технология АМЬ-У/, в которой процесс переработки натрия контролируем, имеет достаточно высокую скорость, получаемый продукт пригоден для временного хранения, безопасность переработки может быть обеспечена известными мероприятиями, технология промышленно апробирована

Способ АЫЬ-У/ основан на взаимодействии малых порций жидкого натрия с концентрированным (69-73%) раствором ИаОН Жидкий натрий инжектируется в атмосфере азота в кипящий 69-73%-ный раствор ШОН Для поддержания постоянной концентрации щелочи в раствор дозируется вода Из реакционного аппарата постоянно отбирают часть раствора щелочи, и загружают в бочки, где щелочь затвердевает при охлаждении до -100 °С Бочки с твердой щелочью направляют на временное хранение Коэффициент увеличения объема при переработке натрия в щелочь равен 1,1 Образующийся водород сжигается или выбрасывается в атмосферу после очистки

Кондиционирование радиоактивных концентрированных щелочных растворов осуществляют отверждением в геоцементный камень Смесь, образующая геоцементный камень при гидратационном твердении, включает щелочной раствор, мелкомолотый доменный шлак, глинистый компонент - каолинит Кратность увеличения объема РАО составляет 2,0±0,5 Водоустойчивость геоцементного камня определяется скоростью выщелачивания Се, составляющей 10"4-105 г/см2 сутки Таким образом, геоцементный камень соответствует требованиям изоляции РАО от окружающей среды на срок >50 лет Принципиальная схема обращения с отходами натрия дана на рис 8

Исходный объем радиоактивного натрия - 590 м3,конечный объем - 1300 м3, для упаковки требуется 865 контейнеров, увеличение объема переработанного натрия - в 2-5 раз

Рисунок 8 - Принципиальная схема переработки отходов натрия

В заключении обобщены результаты анализа и классификации РАО, разработки методологии обращения с РАО, технологий и технологических схем переработки и кондиционирования РАО при выводе из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах, на примере БН-350 Объем РАО при переработке сокращается ~ в 2 раза (с учетом объема упаковок) Общие затраты на обращение с РАО составляют около 50% всех затрат на 1-м этапе вывода из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах

ВЫВОДЫ

1 Впервые выполнен анализ объемов, состава и уровней активности РАО, накопленных в течение эксплуатации реактора БН (на примере БН-350), предложена классификация их по уровню активности, физико-химической природе, способам переработки и хранения Установлено, что объем ЖРО составляет -2750 м3, из них ЖРО и шламы неорганического типа составляют -70%, суммарная гамма-активность -3,4 10'4 Бк

Объем накопленных ТРО -13000 м3 , активность - 1,9 1015Бк, низкоактивные ТРО составляют >70%, высокоактивные - 3-4% и около 93% по активности Основная часть низко- и среднеактивных ТРО (80-82%) хранится в траншеях, не соответствующих современным нормативным требованиям

2 Выполнен сравнительный анализ характеристик РАО, образующихся при эксплуатации реакторов на тепловых и быстрых нейтронах Показано, чтоГ составы ЖРО и ТРО и уровни их активности практически одинаковы Установлено, что объем ЖРО на реакторах БН в 2-2,5 раза ниже, объем ТРО - в 1,5-3 раза выше, чем на реакторах ВВЭР, специфические отходы реакторов БН - жидкометаллический теплоноситель -натрий и специальное оборудование (адсорберы, ловушки), содержащее металлический натрий

3 Составлены материальные балансы перерабатываемых ЖРО, низко- и средне-активных ТРО по их объемам, типам, уровню активности, способам переработки с целью сокращения объемов РАО и разделения их на группы по способам переработки, оценки масштабов переработки

4 Разработана методология обращения с РАО, в том числе с жидкометалличе-ским натрием, при ВиЭ реактора на быстрых нейтронах (на примере БН-350) опреде-

лема очередность переработки РАО разных категорий и типов, обоснована необходимость извлечения и переработки ТРО из траншей, экономически обоснована технология компактирования низкоактивньтх ТРО

5 Предложена технология переработки ЖРО и шламов, включающая озонирование декантатов, фильтрацию осадков, ионоселективную очистку фильтратов от радионуклидов цезия, выпаривание очищенного фильтрата до сухих солей, цементирование шламов и осадков Опытная проверка технологии показала, что конечный продукт-9,2 м1 сорбента - содержит -97% суммарной активности В целом, объем перерабатываемых ЖРО сокращается в 5 раз, с учетом объема упаковки сорбента и отвержденных шламов - в 2 раза

6 Предложен комплекс технологий переработки и кондиционирования низко- и среднеактивныч ТРО Разработана новая технология извлечения ТРО из траншейных хранилищ Предложена транспортно-технологическая схема обращения с ТРО, включающая сортировку, фрагментацию, прессование и упаковку ТРО в контейнеры типа НЗК Объем ТРО сокращается в 3,8 раза, с учетом объема упаковок - в 2 раза Кондиционирование металлического натрия превращением его в щелочь NaOH и иммобилизацией в виде геоцементного камня увеличивает объем радиоактивных отходов натрия в 2 раза

7 Разработанная методология обращения с РАО реактора БН и комплекс технологий переработки и кондиционирования РАО внедрены в проекты комплексов переработки жидких и твердых РАО реактора БН-350 и хранилища для безопасного длительного хранения (50 лет) твердых и отвержденных РАО

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ ДИССЕРТАЦИИ изложено в следующих работах-

1 Скворцов А И , Сафутин В Д , Ямов В Ю , Завадский М И Приведение энергоблока БН-350 в состояние безопасного хранения // Атомная энергия - 2005 Т 98 Вып 1 - С 73-76

2 Скворцов А И , Сафутин В Д , Ямов В Ю , Завадский М И Вывод из эксплуатации РУ БН-350 Опыт проектирования // Сб тезисов докладов форума "Ядерные энергетические технологии с реакторами на быстрых нейтронах" - г Обнинск ГНЦ РФ ФЭИ, - 2003 - С 121

3 Скворцов А И , Сафутин В Д , Ямов В Ю и др Экономико-экологические аспекты обращения с ТРО при выводе РУ БН-350 из эксплуатации // Доклад на Между-нар конф "Безопасность ядерных технологий-2005 экономика безопасности" - СПб -сентябрь 2005 -DVD

4 Скворцов А И Обращение с радиоактивными отходами при переводе РУ БН-350 на безопасное хранение // Экология и атомная энергетика Научн -техн сб Изд-во ЛАЭС -Вып 1(16) -2005 -С 62-67

5 Крицкий В Г , Ампелогова Н И , Скворцов А И , Крупенникова В И , Юдин А П Повышение эффективности газоочистного оборудования для различного типа АЭС // Экология и атомная энергетика Научно-техн сб изд-во ЛАЭС - 2002 -Вып 1 -С 75-83

6 Скворцов А И , Сафутин В Д, Ампелогова Н И Анализ и выбор технологий обращения с жидкометаллическим теплоносителем на этапе приведения РУ БН-350 в состояние безопасного хранения // Экология и атомная энергетика Научно-техн сб изд-во ЛАЭС -2004 -Вып 1(14) -С 30-35

7 Ампелогова Н И , Крицкий В Г , Крупешшкова В И , Скворцов А И Углево-локнистые материалы-адсорбенты для очистки газов // Атомная энергия - 2002 -Т 92 - Вып 4 - С 303-308

Подписано в печать 22 01 2006 Заказ № 253 Тираж 100 экз Объем 1,5 п л

ФГУПТИ"ВНИПИЭТ" 197183, Санкт-Пегербург, ул Савушкина, 82

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ.

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1 ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРОВ НА ТЕПЛОВЫХ И БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ.

1.1 Характеристика реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем.

1.2 Основные положения и опыт вывода из эксплуатации АЭС.

ГЛАВА 2 ОБРАЩЕНИЕ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ НА АЭС.

2.1 Обращение с жидкими радиоактивными отходами.

2.1.1 Характеристика основных способов переработки ЖРО.

2.1.2 Сорбционные методы очистки жидких радиоактивных отходов.

2.1.3 Отверждение ЖРО.

2.2 Способы обращения с твердыми радиоактивными отходами.

2.2.1 Требования к обращению с ТРО.

2.2.2 Характеристика методов переработки ТРО.

Актуальность работы определяется Федеральной целевой программой "Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 гг. и на перспективу до 2015 г.", утвержденной Постановлением Правительства РФ от 06.10.2006 г. №605. С целью развития инновационных технологий атомной энергетики программа предусматривает продолжение строительства блока №4 Белоярской АЭС с реактором БН-800 и ввод его в эксплуатацию в 2012 г. Опытный реактор БН-800 предназначен для отработки технологии замкнутого ядерного топливного цикла с использованием смешанного уран-плутониевого (МОКС) топлива. Планируется также выполнение обоснования проекта энергоблока с реактором БН-1800. Развитие технологий с реакторами БН укрепляет лидерство России в этом направлении атомной энергетики.

Однако в проектах первого поколения отечественных реакторов БН действовавшими в то время нормами требования к выводу реакторной установки из эксплуатации и созданию комплексов переработки и кондиционирования радиоактивных отходов не предусматривались. Федеральная программа рассматривает создание мощностей по обращению с радиоактивными отходами и подготовку к выводу из эксплуатации энергоблоков АЭС как важные задачи совершенствования атомного энергопромышленного комплекса. Для разработки проектов вывода из эксплуатации конкретных блоков АЭС необходимы информационно-аналитическое обеспечение и исходные данные. Таким образом, анализ объемов и состава, методология обращения с радиоактивными отходами (РАО) и разработка технологий переработки и кондиционирования жидких и твердых РАО при выводе из эксплуатации реактора БН приобретают важнейшее значение для отечественной атомной энергетики.

В мировой практике опыт вывода из эксплуатации промышленных реакторов на быстрых нейтронах и комплексной переработки больших объемов РАО, в том числе жидкометаллического натрия, незначителен.- Всего в мире эксплуатировались 9 экспериментальных реакторов-бридеров (6 из них остановлены) и 8 энергетических реакторов (остановлены 6). В настоящее время в Европе находятся в эксплуатации только 2 реактора БН: БН-600 и "Феникс". Сооружение реакторов БН средней мощности с натриевым теплоносителем предполагается в Японии, Индии и Китае. Остановленные реакторные установки в основном законсервированы и хранятся под наблюдением. Переработка отработанного натриевого теплоносителя проводилась в ограниченных масштабах на экспериментальных установках. Следовательно, разработанная методология обращения с РАО и технологии переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) и твердых радиоактивных отходов (ТРО) на примере вывода из эксплуатации (ВиЭ) реактора БН-350 будут являться прототипами для обращения с РАО энергетических реакторов БН, охлаждаемых жидким натрием, например, БН-600, БН-800, БН-1800, и могут быть использованы на действующих АЭС с водоохлаждаемыми реакторами, а также в проектах новых энергоблоков.

Целью диссертационной работы является решение научно-технической проблемы, заключающейся в разработке методологии обращения с радиоактивными отходами при выводе из эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах (на примере БН-350), обеспечивающей приведение РАО в безопасное состояние за счет снижения их объемов и кондиционирования в формы, пригодные для длительного хранения, а также экономичность переработки. Для достижения цели ставятся следующие задачи:

- разработка программы проведения комплекса научных исследований, отработки методологии обращения с РАО и технологий их переработки и кондиционирования;

- анализ объемов, состава и уровня активности РАО, накопленных при эксплуатации и образующихся при ВиЭ реактора БН; разработка классификации РАО по их уровню активности, физико-химической природе, способам переработки и хранения;

- составление материального баланса перерабатываемых ЖРО, низко- и среднеактивных ТРО по объемам и типам отходов;

- проведение сравнения характеристик РАО реакторов на тепловых и быстрых нейтронах, оценка особенностей РАО реакторов БН;

- разработка методологии обращения с РАО разных категорий по активности и физико-химическим характеристикам при выводе из эксплуатации реактора БН;

- разработка безопасной технологии извлечения ТРО из траншей;

- разработка комплекса эффективных и безопасных технологий переработки и кондиционирования ЖРО, ТРО и жидкометаллического натриевого теплоносителя реакторов БН.

Научная новизна работы заключается в следующем:

- на основе впервые выполненного анализа объемов, состава и уровня активности радиоактивных отходов реактора БН (на примере БН-350) и разработанной классификации установлено, что в составе ТРО преобладают низкоактивные отходы (НАО) (>70%), высокоактивные составляют 3-4%. Основная часть (80-82%) низко- и среднеактивных ТРО находится в траншейных хранилищах. Декантаты и шламы неорганической природы составляют ~ 70% суммарного объема ЖРО. Объем РАО на 1-м этапе ВиЭ реактора БН ~ 18000 м3, из них ЖРО - 4000 м3; суммарная гамма-активность - 2,4.1015 Бк, основной радионуклид - l37Cs;

- сравнение характеристик РАО реакторов на тепловых и быстрых нейтронах показало, что состав и уровни активности РАО аналогичны. Определены особенности РАО реакторов БН: объем ЖРО в 2-2,5 раза ниже, ТРО - в 1,5-3 раза выше, чем на реакторах ВВЭР; специфические ТРО реакторов БН -жидкометаллический натриевый теплоноситель, ловушки и адсорберы, содержащие натрий; составлены материальные балансы перерабатываемых ЖРО и ТРО по их объемам, типам, уровню активности, способам обращения.

- ~ разработана методология обращения с РАО, в том числе с жидкоме-таллическим натрием, при ВиЭ реактора на быстрых нейтронах, включающая последовательность переработки РАО разных категорий и типов, обоснование необходимости извлечения и переработки низко- и среднеактивных ТРО из траншей и критериев выбора технологий переработки РАО, экономическое обоснование выбора способа компактирования и технологий переработки низкоактивных ТРО; обоснование экологически безопасной технологии удаления и кондиционирования металлического натрия;

- разработана новая технология извлечения ТРО из траншей с локализацией радиоактивных загрязнений.

Достоверность научных положений и технологических разработок базируется на использовании методов научного анализа и обобщения, статистической обработки данных; на нормативных документах по обращению с радиоактивными отходами, радиационной и экологической безопасности, охране окружающей среды и защите населения и персонала; подтверждена эффективностью предложенных методов и технологий, их апробацией и результатами испытаний.

Практическая ценность работы.

Разработанная методология обращения с РАО, выполненный анализ состава и уровня активности РАО, их классификация и материальный баланс являются существенным вкладом в информационно-аналитическое обеспечение и подготовку исходных данных для разработки проектов ВиЭ и обращения с РАО реакторов БН. Предложенные технологии переработки и кондиционирования ЖРО, низко- и среднеактивных ТРО реактора БН обеспечивают сокращение их объемов в 2-5 раз с получением конечных нерадиоактивных продуктов и упаковок РАО, пригодных для длительного хранения. Новая технология извлечения ТРО из траншей представляет интерес для решения проблемы ликвидации "исторических" траншейных хранилищ. Методология обращения с РАО и комплекс технологий их переработки внедрены в проекты комплексов переработки ЖРО и ТРО БН-350 и хранилища твердых и отвержденных -РАО и могут быть использованы на реакторах БН-600, БН-800 и т.п. и АЭС с водоохлаждаемыми реакторами как при эксплуатации, так и при ВиЭ, а также в проектах новых энергоблоков.

Личный вклад автора включает составление программы научных исследований, технологических и проектно-конструкторских разработок по обращению с РАО применительно к энергетическим установкам с реакторами БН и разработку методологии обращения с РАО при ВиЭ реакторов БН. Автор разработал классификацию и составил материальные балансы РАО; экономически обосновал технологию компактирования ТРО; предложил комплекс технологии переработки жидких и твердых РАО; обосновал необходимость извлечения ТРО из траншей и разработал для этой операции новую технологию; диссертант выполнил сравнительный анализ РАО реакторов на тепловых и быстрых нейтронах.

На защиту выносятся:

- характеристики объемов, состава, уровня активности ЖРО и ТРО, классификация РАО реактора БН по их активности, физико-химическим свойствам, способам переработки и хранения; материальные балансы ЖРО и ТРО;

- результаты сравнения характеристик РАО реакторов на тепловых и быстрых нейтронах и оценки особенностей РАО реакторов БН;

- методология обращения с РАО различных типов и категорий активности;

- обоснование необходимости извлечения и переработки ТРО из траншейных хранилищ и новая технология их извлечения;

- комплекс технологий переработки жидких и твердых низко- и сред-неактивных отходов и жидкометаллического натриевого теплоносителя реактора БН.

Апробация результатов работы. Основные положения работы докладывались и обсуждались на следующих конференциях, семинарах и совещаниях:

- Международном семинаре по выводу из эксплуатации реактора БН-350 (г.Алматы, ЦБЯТ, июль 2000);

4-й Международной конференции "Радиационная безопасность: экология атомной энергетики" (Санкт-Петербург, сентябрь 2001);

Международном совещании по разработке проекта КП ЖРО РУ БН-350 (Санкт-Петербург, январь 2002);

- Форуме "Ядерные энергетические технологии с реакторами на быстрых нейтронах" (г.Обнинск, ГНЦ ФЭИ, декабрь 2003);

Международных совещаниях по проектированию КП ЖРО и ТРО РУ БН-350(г.Актау,май 2004; Санкт-Петербург, июль 2005);

VIII Международной конференции "Безопасность ядерных технологий: экономика безопасности и обращение с источниками ионизирующих излу-чений"(Санкт-Петербург, сентябрь 2005);

Международном техническом совещании по проекту КП ЖРО РУ БН-350, (ЗАО "МЭТР", Москва, сентябрь 2005).

По теме диссертации опубликовано 5 статей, 2 тезиса докладов.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, 6 глав, заключения, выводов и 7 приложений, изложена на 168 страницах основного текста, содержит 22 рис., 39 табл. Список литературы включает 165 наименований.

выводы

1. Впервые выполнен анализ объемов, состава и уровней активности РАО, накопленных в течение эксплуатации реактора БН (на примере БН-350), предложена классификация их по уровню активности, физико-химической природе, способам переработки и хранения. Установлено, что объем ЖРО составляет -2750 м3, из них ЖРО и шламы неорганического типа составляют -70%; суммарная гамма-активность - 3,4-1014 Бк.

Объем накопленных ТРО -13000 м3, активность - низкоактивные ТРО составляют >70%, высокоактивные - 3-4% и около 93% по активности. Основная часть низко- и среднеактивных ТРО (80-82%) хранится в траншеях, не соответствующих современным нормативным требованиям.

2. Выполнен сравнительный анализ характеристик РАО, образующихся при эксплуатации реакторов на тепловых и быстрых нейтронах. Показано, что составы ЖРО и ТРО и уровни их активности практически одинаковы. Установлено, что объем ЖРО на реакторах БН в 2-2,5 раза ниже, объем ТРО - в 1,5-3 раза выше, чем на реакторах ВВЭР; специфические отходы реакторов БН -жидкометаллический теплоноситель - натрий и специальное оборудование (адсорберы, ловушки), содержащее металлический натрий.

3. Составлены материальные балансы перерабатываемых ЖРО, низко- и среднеактивных ТРО по их объемам, типам, уровню активности, способам переработки с целью сокращения объемов РАО и разделения их на группы по способам переработки, оценки масштабов переработки.

4. Разработана методология обращения с РАО, в том числе с жидкометал-лическим натрием, при ВиЭ реактора на быстрых нейтронах (на примере БН-350): определена очередность переработки РАО разных категорий и типов; обоснована необходимость извлечения и переработки ТРО из траншей; экономически обоснована технология компактирования низкоактивных ТРО.

5. Предложена технология переработки ЖРО и шламов, включающая озонирование декантатов, фильтрацию осадков, ионоселективную очистку фильтратов от радионуклидов цезия, выпаривание очищенного фильтрата до сухих солей, цементирование шламов и осадков. Опытная проверка технологии показала, что конечный продукт- 9,2 м3 сорбента - содержит -97% суммарной активности. В целом, объем перерабатываемых ЖРО сокращается в 5 раз, с учетом объема упаковки сорбента и отвержденных шламов - в 2 раза.

6. Предложен комплекс технологий переработки и кондиционирования низко- и среднеактивных ТРО. Разработана новая технология извлечения ТРО из траншейных хранилищ. Предложена транспортно-технологическая схема обращения с ТРО, включающая сортировку, фрагментацию, прессование и упаковку ТРО в контейнеры типа НЗК. Объем ТРО сокращается в 3,8 раза, с учетом объема упаковок - в 2 раза. Кондиционирование металлического натрия превращением его в щелочь NaOH и иммобилизацией в виде геоцементного камня увеличивает объем радиоактивных отходов натрия в 2 раза.

7. Разработанная методология обращения с РАО реактора БН и комплекс технологий переработки и кондиционирования РАО внедрены в проекты комплексов переработки жидких и твердых РАО реактора БН-350 и хранилища для безопасного длительного хранения (50 лет) твердых и отвержденных РАО.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В настоящей работе впервые на примере БН-350 проведено исследование состава, структуры и уровня активности РАО реактора на быстрых нейтронах при выводе его из эксплуатации. Определены основные характеристики РАО, накопленных за период эксплуатации и образующихся на первом этапе вывода из эксплуатации. На основе анализа характеристик РАО разработана методология обращения с жидкими и твердыми отходами; выбраны, разработаны и обоснованы экономически и экологически технологии переработки и кондиционирования низко- и среднеактивных РАО. По результатам впервые выполненного сравнительного анализа характеристик РАО реакторов на тепловых и быстрых нейтронах определены основные особенности РАО быстрых реакторов, образующихся при эксплуатации и в процессе ВиЭ. Результаты работы внедрены в проекты комплексов переработки жидких и твердых РАО реактора БН-350.

Впервые выполненный анализ состава, структуры, уровня активности и способа временного хранения РАО, накопленных при эксплуатации быстро-нейтронного реактора, на примере БН-350, а также разработанная классификация РАО по активности, природе, способам переработки, показали следующее:

- объем накопленных ЖРО, шламов, пульпы ионитов и перлита равен 2730 м3, суммарная у-активность - 3,5-1014Бк, на 99,9% определяется 137Cs; ЖРО (декантаты) и шламы неорганической природы составляют по объему -68%, по активности - 86%; ЖРО органической природы - 11% от общего объема ЖРО; пульпа - 7-8% по объему и активности.;

- суммарное количество накопленных ТРО - 7550 т (13000 м3), их активность - 1,9-1015 Бк; из них НАО составляют 70-74%, САО - 22-23%, ВАО - 34%, объем ТРО, размещенных на временное хранение в траншеях- 10600 м3 (81,5%), по активности - 2,4%;

- 61,5% высокоактивных ТРО размещены в бункерном хранилище, остальные ВАО находятся в зд. реактора и др. сооружениях; суммарная активность ВАО составляет 93% от общей активности ТРО;

- специфические РАО реактора БН: жидкометаллический натрий; специальное высокоактивное оборудование, содержащее металлический натрий;

- оценены объемы РАО, образующихся на 1-м этапе ВиЭ РБН: ЖРО -1000 м3 (кубовые остатки); ТРО - 690 т (990 м3);

- суммарный объем РАО, эксплуатационных и образующихся на 1-м этапе ВиЭ реактора БН составит 17700 м3 (12000 т), суммарная активность -2,45-1015 Бк; на заключительном этапе ВиЭ образуется еще около 11000 т ТРО. Таким образом, общее количество РАО при ВиЭ реактора БН составит >20000 т (>32000 м3), не считая зданий и оборудования для переработки РАО.

По результатам сравнительного анализа характеристик РАО реакторов на тепловых и быстрых нейтронах, накопленных в течение эксплуатации, оценены особенности РАО реакторов БН:

- объемы ЖРО в 2-2,5 раза ниже, чем на водоохлаждаемых реакторах, при близком химическом и радиохимическом составе и уровне активности;

- объемы накопленных ТРО в 1,5-3 раза выше, чем на реакторах ВВЭР и PWR; соотношение ТРО разного уровня активности и структура отходов для реакторов БН и ВВЭР аналогичны, однако для реакторов БН характерно наличие специфических ТРО.

Разработана впервые методология обращения с РАО при выводе из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах (на примере БН-350):

- переработка РАО производится на площадке энергоблока, для её осуществления необходима разработка технологий переработки и кондиционирования жидких и твердых РАО, выбор оборудования и сооружение зданий для его размещения;

- научно и экологически обоснована необходимость первоочередного извлечения и переработки ТРО из временных хранилищ. Количество ТРО, подлежащих первоочередному извлечению и переработке, составляет 5500 т (9900 м3) - 75% от количества ТРО, накопленных при эксплуатации; впервые составлены материальные балансы перерабатываемых ТРО по месту хранения, уровню активности, природе и способу переработки; НАО составляют 90 об.% ТРО, подлежащих переработке, 65% по активности; СА ТРО - 5-6 об.%, 35% по активности; нерадиоактивные - 5-6 об.%. Прессуемые ТРО составляют 87% от объема перерабатываемых НАО; горючие - 44%; непрессуемые, неперерабатываемые и крупногабаритные -13%;

- обоснована последовательность переработки НА, С А и В А ТРО: в первую очередь перерабатывают НА ТРО; В А ТРО кондиционируют во вторую очередь, после реконструкции сооружения для хранения ВАО; за это время часть ВАО перейдет в категорию САО и дозозатраты персонала снизятся;

- принята последовательность переработки ЖРО: в первую очередь перерабатывают декантаты и шламы неорганической природы, составляющие 68% от общего объема ЖРО; во вторую очередь, по мере разработки специальных технологий, перерабатывают ЖРО органической природы и пульпу ионитов и перлита.

- переработка и кондиционирование жидкометаллического натрия основаны на взаимодействии натрия с водой в концентрированном растворе NaOH и последующем превращении щелочи в геоцементный камень; удаление остатков натрия из петель контуров предложено производить обработкой парогазовой смесью, из бака реактора - путем пассивации увлажненным углекислым газом с последующей парогазовой обработкой и промывкой водой.

Осуществлен выбор, разработка и опытная проверка технологии переработки ЖРО неорганического типа, включающей операции откачки декантатов из емкостей ХЖРО и последующего размыва и выдачи шлама, озонирование декантатов, двухступенчатую фильтрацию образующихся осадков, двухступенчатую ионоселективную очистку фильтратов от радио-нуклидов цезия, выпаривание очищенных фильтратов до сухих солей. В ионоселективный сорбент Термоксид-35 переходит 97% общей активности перерабатываемых ЖРО и шламов. Шламы и осадки кондиционируют цементированием. Объем перерабатываемых декантатов - 2560 м3, конечный объем сорбента - 9,2 м3; таким,образом, объем декантатов в результате переработки сокращается в 280 раз. Исходный объем шламов - 350 м3, при цементировании объем увеличивается в 1,7 раза.

В целом, объем ЖРО и шламов сокращается в 5 раз; с учетом объема, занимаемого упаковкой, коэффициент сокращения объема перерабатываемых ЖРО составит ~2.

Используемая технология переработки ЖРО применяется и для переработки ЖРО реакторов на тепловых нейтронах.

Разработана оригинальная технология извлечения ТРО из траншейных хранилищ, обеспечивающая локализацию радиоактивных загрязнений с помощью переносного "Укрытия". Предложена транспортно-технологическая схема обращения с ТРО, включающая извлечение ТРО из траншей, сортировку и фрагментацию, прессование, упаковку в контейнер НЗК, транспортирование в контейнерное хранилище. Выбрано оборудование для обращения с ТРО. Коэффициенты сокращения объема отходов: при фрагментации непрессуемых и крупногабаритных ТРО - 2, при прессовании - 5. л л

Исходный объем прессуемых ТРО - 8900 м , конечный объем - 1780 м . Исходный объем непрессуемых ТРО -1816 м3, конечный -910 м3; кроме того л л

САО объемом 208 м . Итого: исходный объем ТРО - 10925 м , конечный объем -2900 м3, сокращение объема ТРО - в 3,8 раза.

С учетом объема 1324 шт. НЗК (4950 м3) для упаковки прессуемых НА л

ТРО и САО, конечный объем составит 5860 м и сокращение объема - в 2 раза.

Отличительной особенностью обращения с ТРО реактора БН является переработка и кондиционирование натриевого теплоносителя 1-го контура: взаимодействие натрия с водой в 69-73 %-ном растворе NaOH с полу-чением конечного продукта в форме твердого щелочного плава (увеличение объема в 1,1 раза) и кондиционированием щелочи в виде геоцементного камня (увеличение объема в 2 раза). Исходный объем натрия - 590 м3, конечный объем - 1300 м3; для упаковки требуется 865 контейнеров общим объемом 3236 м3; общее увеличение объема переработанного натрия - в 5,5 раза.

Безопасность обращения с РАО обеспечивается глубоко эшелонированной защитой, системой физических барьеров, мероприятиями по защите персонала, населения и окружающей среды. Общая коллективная доза облучения персонала при переработке РАО в процессе ВиЭ составит <30 чел.мЗв, индивидуальная доза - не выше 10 мЗв/год, дозы облучения населения не превысят 10 нЗв/год, что значительно ниже минимально значимой дозы. При проектных авариях доза облучения персонала <10 мЗв, населения - 0,1-0,2 мкЗв. Объемная активность воздуха при выбросе в атмосферу значительно ниже ДОАнас. В вентиляционных системах предусмотрены системы очистки технологических сду-вок емкостного оборудования, сдувок от узлов прессования, боксов сортировки ТРО, воздуха помещений, воздуха над вскрываемыми траншеями в "Укрытии". Суммарный газоаэрозольный выброс в атмосферу не превысит 2-105 Бк/сут.

Разработанные методология и технологии обращения с РАО при выводе из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах внедрены в проекты комплексов переработки ЖРО и ТРО БН-350, хранилища для безопасного длительного (на 50 лет) хранения твердых и отвержденных РАО.

Капитальные затраты на сооружение зданий КП ЖРО, КП ТРО, здания переработки натрия и оснащения их оборудованием составят около 147 млн. долл., или 40-50% всех капитальных вложений на 1-м этапе ВиЭ. Суммарные текущие затраты на обращение с РАО - -76 млн. долл., что составляет 65-70% всех текущих затрат. Таким образом, общие затраты на обращение с РАО составят -225 млн. долл. или около 50% всех затрат на 1-м этапе ВиЭ реактора на быстрых нейтронах.

1. Бюллетень по атомной энергии. 2005. -Вып.1. - С.18.

2. Адамов Е.О., Габараев Ю.А., Ганев И.Х. и др. Потенциал развития и перспективы ядерной энергетики // Атомная энергия. -2003. -Т.95, Вып.2. -С.83-88.

3. Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.В. Реакторы на быстрых нейтронах. М.: Энергоатомиздат: 1985. 288 с.

4. Уолтер А., Рейнольде А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах/ Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат: 1986. - 623 с.

5. Петросьянц A.M. Проблемы атомной науки и техники/ 4-е изд. М.: Атомиздат: 1979. - 456 с.

6. Химическая технология теплоносителей ядерных энергетических установок / Под ред. В.М.Седова.-М.: Энергоатомиздат: 1985.-311 с.

7. Багдасаров Ю.Е., Пинхасик М.С., Кузнецов И.А. и др. Технические проблемы реакторов на быстрых нейтронах. М.: Атомиздат: 1969. -367 с.

8. Ситтиг М. Натрий, его производство, свойства и применение М.: Гос-атомиздат: 1961-440 с.

9. Субботин В.И., Ивановский М.Н., Арнольдов М.Н. Физико-химические основы применения жидкометаллических теплоносителей- М.: Атомиздат: 1970.-295 с.

10. Ампелогова Н.И., Симановский Ю.М., Трапезников А.А. Дезактивация в ядерной энергетике М.: Энергоиздат: 1982. - С.212-214.

11. Поплавский В.М., Козлов Ф.А. Безопасность парогенераторов натрий-вода.-М.: Энергоатомиздат: 1990- 148 с.

12. Архипов В.М. Техника работы с натрием на АЭС.-М.: Энергоатомиздат: 1986 135 с.

13. Pulham R., Simm P. Reaction of sodium with water vapour // Proceed. Of Intern. Conf." Liquid Alkali Metals". L.: BNES: 1973.- P.l-38.

14. Богданович Н.Г., Сулим Е.В. и др. Анализ разработок по изучениюгорения натрия и методов его тушения: Обзор:/ФЭИ; ФЭИ-0196.- М.: ЦНИИАтоминформ: 1985.

15. Правила проектирования и безопасной эксплуатации установок, работающих со щелочными металлами. -Обнинск; ФЭИ, 1995. 17 с.

16. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99): СП 2.6.1.799-99.-М.: Минздрав России, 2000.-99 с.

17. Отраслевая концепция вывода из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов: Отчет о НИР: / ФГУП "ГИ "ВНИПИЭТ"; исполн.: Завадский М.И., Шафрова Н.П. и др. инв.№99-00917 - СПб., 2000. - 94 с.

18. IAEA. Decommissioning of Nuclear Power Plants and Research Reactors; Safety Standards Series: No. WS-G-2.1.- Vienna: IAEA, 1999. 90 c.

19. Симановский B.M. Основные проблемы и принципы вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов: Препринт:/ ВНИПИЭТ-31800- М.: ЦНИИАтоминформ: 2000-35 с.

20. Нечаев А.Ф. Некоторые соображения по поводу вывода из эксплуатации ядерных объектов//Сб.докладов VII Межд. конфер." Безопасность ядерных технологий. Обращение с РАО"- СПб.: PROAtom, 2004.- С.340-342.

21. Обращение с радиоактивными отходами в России и странах с развитой атомной энергетикой / Василенко В.А., Ефимов А.А., Епимахов В.Н. и др.; Под общ. ред. В.А.Василенко. СПб.: ООО "НИЦ "Моринтех": 2005- 304 с.

22. Опыт снятия с эксплуатации ядерных предприятий за рубежом: Обзор:-М.: ЦНИИАтоминформ: 1990-31 с.

23. Черкашин В.А. Состав РАО при снятии АЭС с эксплуатации// Изв. вузов. Ядерная энергетика 1995-№3 -С.32-37.

24. Былкин Б.К., Цыпин С.Г., Хрулев A.JI. Радиационная безопасность демонтажа при снятии с эксплуатации АЭС// Атомная техника за рубежом-1995 -№5 С.9-13.

25. Абагян А.А., Егоров Ю.А. и др. Радиационная безопасность АЭС//

26. Атомная энергия.- 1993,- Т.74, Вып.4. С.274-277.

27. Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002): СП 2.6.6.1168-02.- М.: Минздрав РФ, 2002. 86 с.

28. СП АС-03. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций: СанПиН 2.6.1.24-03 М.- М.: Минздрав РФ, 2003.

29. Правила безопасности при обращении с радиоактивными отходами атомных станций: НП-002-04- М.: ГАН, 2004. 11 с. Безопасность при обращении с радиоактивными отходами. Общие положения: НП-058-04- М.: ГАН, 2004.

30. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99): СП 2.6.1. 758-99 М.: Минздрав РФ, 1999.- 115 с.

31. Сбор, переработка, хранение и кондиционирование жидких радиоактивных отходов. Требования безопасности: НП-019-2000 М.: ГАН, 2000. -16с.

32. Обзор тенденций в области обращения с низко- и среднеактивными отходами: Обзор: / ФГУП ТИ "ВНИПИЭТ"; Сорокин В.Т. СПб., 2004-74 с.

33. МАГАТЭ. Классификация РАО: Серия изданий по безопасности: №111-G-1.1.-Вена, 1996. Принципы обращения с радиоактивными отходами:111.Е-Вена, 1994.

34. Багерман М.Р., Онуфриенко С.В. Французов А.П., Миловская JI.A. Решения по минимизации образования, организации сбора и переработке жидких радиоактивных сред в проекте АЭС нового поколения с ВВЭР// Теплоэнергетика.- 1995-№12 С.28-31.

35. Сивинцев Ю.В. Минимизация объема отходов низкой удельной активности на АЭС// Атомная техника за рубежом 1996 - Вып.11- С.3-8.

36. Грачев М.И., Гусев Д.И. и др. Формирование ЖРО АЭС// Сб. "Радиационная безопасность и защита АЭС". -1984.-Вып.8 С.86-92.

37. Орлова Е.И., Сахарова Р.Г. и др. Сравнительная качественная и количественная оценка ЖРО на АЭС// Сб. "Радиационная безопасность и защита

38. АЭС". -1984.-Bbin.8 С. 114-118.

39. Седов В.М. Технология переработки жидких радиоактивных отходов: Конспект лекций. -JL: ЛТИ им.Ленсовета: 1978. -55 с.

40. Бадяев В.В., Егоров Ю.А., Казаков С.В. Охрана окружающей среды при эксплуатации АЭС М.: Энергоатомиздат: 1990 - 222 с.

41. Коростелев Д.П. Обработка радиоактивных вод и газов на АЭС М.: Энергоатомиздат: 1988 - 152 с.

42. Очистка вод атомных электростанций / Кульский JI.A., Страхов Э.Б., Волошинова A.M., Близнюкова В.А.- Киев: Наукова Думка: 1979 209 с.

43. Кузнецов Ю.В., Щебетковский В.Н., Трусов А.Г. Основы очистки воды от радиоактивных загрязнений. -М.: Атомиздат: 1974. 318 с.

44. ИФХЭ РАН. Метод извлечения l37Cs, 90Sr, 60Со из низкоактивных растворов// Отчет Межведомств, научного совета по радиохимии- М.: РАН, ФААЭ, 2005- С.45-46.

45. ГУП МосНПО "Радон". Методы переработки радиоактивных отходов// Отчет Межведомств, научного совета по радиохимии.- М:, РАН, МАЭ РФ, 2003- С.84-85.

46. Дмитриев С.А., Лифанов Ф.А., Савкин А.Е. Пути разрешения проблемы хранения кубовых остатков на АЭС// Сб. трудов IV Междунар.научно-техн.конф. "Обращение с радиоактивными отходами".- М.: Концерн "Росэнергоатом", 2002- С. 113-120.

47. Панкина Е.Б. Обеспечение экологической безопасности и оптимизация процессов обращения с РАО транспортных ЯЭУ: Автореферат дисс. на со-иск. уч. степ. канд. техн.наук: 05.17.02,- СПб., СПбТИ (ТУ), 2004.

48. Чугунов А.С., Нечаев А.Ф., Рыбкин С.С. Физико-химические аспектыфракционирования ЖРО АЭС// Сб.докладов VII Межд. конфер." Безопасность ядерных технологий. Обращение с РАО"- СПб.: PROAtom, 2004 С.459-462.

49. Шаронов Г.Е., Погодин Р.И. О возможности очистки слабоактивных жидких сбросов АЭС от цезия-137 на гидробиотитовой руде// Радиохимия-1980.-Т.22, Вып.2.~ С.297-301.

50. Коновалов Э.Е., Старков О.Е., Мышковский М.П., Богданович Н.Г. Иммобилизация сорбированного на клиноптилолите Cs-137 в шлакощелочном цементном камне (геоцементе)// Ядерная энергетика. Изв. Высш. Уч.Завед-1997 Вып.З- С.33-35.

51. Succ М., Pfepper G. Investigations of the sorption cesium from acid solutions by various inorganic sorbents// Radiochim. Acta.-1981.-V.29,Nl-P.33-37.

52. Богуславский В.Б., Галкин B.M., Кузьмина P.B. и др. Применение селективных неорганических сорбентов для дезактивации сбросных вод АЭС// Сб." Радиацион. безопасность и защита АЭС".-1987 Вып.12 - С.64-75.

53. Богданович Н.Г., Коновалов Э.Е., Старков О.В. и др. Сорбционное выделение из ЖРО l37Cs и Sr и их иммобилизация в геоцементы// Атомная энергия.- 1998.- Т.84, Вып.1. С. 16-20.

54. Пензин Р.А., Беляков В.Н., Гелис В.М. и др. Технология переработки ЖРО с помощью селективных неорганических сорбентов// Тр.Междун.Семинара ЯО СССР (1990, Мурманск) "Атомная энергетика на море. Безопасность и экология". -М.- РНЦ "КИ".- 1991.- С.355-358.

55. Свентицкий Е.Н., Слепнев В.П. Сорбционные методы дезактивации водных сред// Тез. докл. Междунар.конф. "Радиоактивные отходы. Хранение, транспортирование, переработка". СП6.-1996 - СЛ.

56. Шарыгин Л.М., Моисеев В.Е., Штин А.П. и др. Сорбция осколочных и коррозионных радионуклидов гранулированными фосфатом и гидроксидом циркония// Радиохимия 1984.-Т.26, Вып.2 - С.156-161.

57. Сухарев Ю.И., Егоров Ю.В. Неорганические иониты типа фосфата циркония М.: Энергоатомиздат: 1983. -112 с.

58. Галкин В.М., Шарыгин Л.М., Моисеев В.Е. и др. Исследование физико-химических свойств сферического фосфата циркония, полученного золь-гель методом// ЖПХ,- 1989,- Т.62, №10.- С.2207-2212.

59. Шарыгин Л.М., Моисеев В.Е., Муромский А.Ю. и др. Дезактивация теплоносителя бассейнов выдержки АЭС сорбентом фосфатом циркония// Атомная энергия-1994-1.11, Вып.4. -С.308-313.

60. Комаровский В.М., Степанец О.В., Шарыгин Л.М., Матвеев А.С. Эффективность очистки ЖРО неорганическими гранулированными сорбентами// Атомная энергия-1995 -Т.79, Вып.6. -С.419-422.

61. Шарыгин JI.M., Муромский А.Ю., Моисеев В.Е., Цех А.Р. Испытание селективных неорганических сорбентов Термоксид для доочистки конденсатов выпарных аппаратов Бел АЭС// ЖПХ.-1996.- Т.69, Вып. 12. С.2009-2013.

62. Шарыгин Л.М., Муромский А.Ю., Моисеев В.Е. и др. Испытания селективного сорбента Термоксид-ЗА для очистки от радионуклидов теплоносителя бассейнов выдержки БелАЭС// Атомная энергия-1996- Т.80, Вып.4.-С.279-282.

63. Шарыгин Л.М., Муромский А.Ю., Моисеев В.Е. и др. Глубокая очистка конденсатов выпарных аппаратов АЭС от радионуклидов селективным неорганическим сорбентом// Атомная энергия-1996 -Т.80, Вып.6 -С.478-480.

64. Шарыгин JI.M., Муромский А.Ю., Сараев О.М. и др. Очистка воды бассейнов выдержки ОЯТ с помощью радиационно-стойких сорбентов// Атомная энергия.-200 1.— Т.91, Вып.З С. 126-130.

65. Дубровин B.C. Механизм сорбции радиоцезия на ферроцианидах переходных металлов и их использование в радиохимии: Автореф. дисс. на соиск. уч. степ. канд. хим. наук: 02.00.14: Л., РИ им.В.Г.Хлопина, 1983. - 24 с.

66. Глаголенко Ю.В., Скобцов А.С., Горн В.Ф. и др. Организация промышленного синтеза сорбента Селекс-ЦФН на ПО "Маяк'7/Сб. тез. докл. 3-й Российской конференции по радиохимии "Радиохимия-2000".- СПб.- НПО им.В.Г.Хлопина,- 2000.- С. 167.

67. Панасюгин А.С., Трофименко Н.Е., Машерова Н.П. и др. Сорбция цезия и стронция из минерализованных водных растворов на природных алюмосиликатах, модифицированных ферроцианидами тяжелых металлов// ЖПХ1993.- Т.66, Вып.9- С.2119-2122.

68. Шарыгин Л.М. Неорганические сорбенты марки "Термоксид" для ионоселективной очистки радиоактивных растворов: Препринт:/ ПНФ "Термоксид".- г.Заречный, 2003.

69. Шарыгин Л.М., Муромский А.Ю., Моисеев В.Е. Сорбционная очистка жидких радиоактивных отходов АЭС// Атомная энергия-1997- Т.83, Вып.1-С. 17-23.

70. Шарыгин Л.М., Муромский А.Ю. Новый неорганический сорбент для ионоселективной очистки ЖРО//Атомная энергия.-2000.-Т.89,Вып.2.-С.146-150.

71. Savkin А.Е., Dmitriev S.A., Lifanov F.A. et all. Comparative characteristics of selective sorbents for treatment of the evaporator concentrates// WM'99 conference, Feb. 28 March 4 - Tucson, Arizona, 1999.

72. Био- и фитосорбенты тяжелых металлов. 4.1, Био- и фитосорбенты для дезактивации ЖРО М.:Компания "Сорбэк", 1988- 11 с.

73. Косяков В.Н., Велешко И.Е., Яковлев Н.Г. Последние достижения в применении хитинхитозановых материалов для дезактивации ЖРО// Сб.тезисов докладов 3-й Российской конф. по радиохимии "Радиохимия-2000".- СПб.- НПО им.В.Г.Хлопина.- 2000.- С. 127.

74. ГОСТ Р 51883-2002. Отходы радиоактивные цементированные. Общие технические требования М.: Госстандарт России, 2002. - 5 с.

75. Качество компаундов, образующихся при цементировании ЖРО низкого и среднего уровней активности. Технические требования: РД 95 1049793,- М.: ГАН РФ, 2003.-3 с.

76. Рекомендации по установлению критериев приемлемости кондиционированных радиоактивных отходов для их хранения и захоронения: РБ-023-02.- М.: ГАН РФ, 2002. 14 с.

77. Лифанов Ф.А., Корнев В.И., Полканов М.А. и др. Включение радиоактивных донных отложений в стеклоподобные материалы// Сб. тез. докл. 3-й Российской конференции по радиохимии "Радиохимия 2000".- СПб.- НПО им.В.Г.Хлопина.- 2000.- С. 146-147.

78. Структурный анализ системы сбора и переработки радиоактивных отходов ЛАЭС: Отчет о НИР (заключ.): / ФГУП "ГИ "ВНИПИЭТ"; исполн.: Ам-пелогова Н.И., Крицкий В.Г., Солдаткин A.M. и др. инв.№3078, СПб, 1998.

79. Былкин Б.К., Шапошников В.А., Ключников Б.В., Тишков В.М. Обращение с эксплуатационными РАО на Ленинградской АЭС//Экология и атомная энергетика, науч.-техн. сб.: Изд-во ЛАЭС.-2004- Вып.1(14).-С.40-45.

80. Дмитриев С.А., Лифанов Ф.А., Кобелев А.П., Савкин А.Е. Опыт обращения с РАО в МосНПО "Радон"// Сб.докладов VII Межд. конфер." Безопасность ядерных технологий. Обращение с РАО"- СПб.: PROAtom: 2004.- С.213-220.

81. Сбор, переработка, хранение и кондиционирование твердых радиоактивных отходов: Требования безопасности: НП-020-2000.- М.: ГАН, 2000. 27с.

82. Поляков А.С., Мамаев Л.А., Алексеев А.Н. и др. Практика обращенияс твердыми радиоактивными отходами: Обзор.- М.: ЦНИИАтоминформ.- 1984. -Вып.2(90). 48 с.

83. Дмитриев С.А., Стефановский С.В., Князев И.А., Лифанов Ф.А. Плаз-мохимическая переработка ТРО// Физика и химия обработки материалов.-1993.-№4.- С.65-73.

84. Дмитриев С.А. Лифанов Ф.А., Полканов М.А. и др. Плазменная переработка ТРО среднего уровня активности.// Сб.трудов IV Междун. научно-техн. конфер. "Обращение с радиоактивными отходами". М.- ВНИИАЭС. - 2002.-С.142-151.

85. Кунков Ф.Ф., Горбунов В.А. Электротермическая установка для кондиционирования РАО // Сб.трудов IV Междун. научно-техн. конфер. "Обращение с радиоактивными отходами".- М.- ВНИИАЭС.- 2002.- С.162-167.

86. РУ БН-350. Глава 1. "Основные положения" Проекта вывода из эксплуатации РУ БН-350. Разделы 1,2: Пояснительная записка: / ФГУП "ГИ "ВНИПИЭТ"; исполн.:Симановский В.М., Ямов В.Ю., Скворцов А.И. и др. -Инв.№03-01549.- СПб, 2003.-211 с.

87. Скворцов А.И., Сафутин В.Д., Ямов В.Ю., Завадский М.И. Вывод из эксплуатации РУ БН-350. Опыт проектирования// Сб. тез. докл. Форума "Ядерные энергетические технологии с реакторами на быстрых нейтронах". -Обнинск.- ГНЦ РФ ФЭИ, 2003. С. 121.

88. Скворцов А.И., Сафутин В.Д., Ямов В.Ю., Завадский М.И. Приведение энергоблока БН-350 в состояние безопасного хранения// Атомная энергия,-2005.-Т.98, Вып. 1.-С.73-76.

89. Скворцов А.И. Обращение с радиоактивными отходами при переводе РУ БН-350 на безопасное хранение //Экология и атомная энергетика. Науч.-техн. сб.: Изд-во ЛАЭС. -2005. Вып.1(16). - С.62-67.

90. Письмо ТОО "МАЭК", исх.№01-27-19/359-16.10.03. Исходные данные для проектирования комплекса переработки ЖРО РУ БН-350.

91. Результаты инвентаризации ТРО, накопленных в процессе эксплуатации РУ БН-350: Сводный отчет о НИР: / ТОО "КАТЭП-АЭ"; исполнив аранкин В.И., Середнюк К.П. и др. Инв.№ТРО-39038533-01/04-БН. -Актау,2004. - 37 с.

92. Корчагин Ю.П. Снижение поступлений РАО на АЭС и современные технологии их переработки // Сб.трудов IV Междунар. научно-техн.конф. "Обращение с радиоактивными отходами". М.: Росэнергоатом, 2002,- С.69-73.

93. Кузнецов С.Б. Обращение с радиоактивными отходами Курской АЭС // Сб.трудов IV Междунар. научно-техн.конф. "Обращение с радиоактивными отходами". М.: Росэнергоатом, 2002.- С.32-43.

94. Бабаенко Ю.К., Мельников А.П. Драмарецкий К.В. Проблемы обращения с радиоактивными отходами на НВАЭС // Сб.трудов IV Междунар. научно-техн.конф. "Обращение с радиоактивными отходами". М.: Росэнергоатом, 2002.- С.25-31.

95. Стахив М.Р., Авезниязов С.Р., Зинченко А.Б. Состояние дел с РАО на Кольской АЭС // Сб.трудов IV Междунар. научно-техн.конф. "Обращение с радиоактивными отходами". М.: Росэнергоатом, 2002.- С.74-79.

96. Оценка ТРО, образовавшихся в процессе приведения РУ БН-350 в состояние безопасного хранения: Отчет о НИР: / ТОО "КАТЭП-АЭ"; исполн.: Варанкин В.И., Середнюк К.П и др. Инв.№ТРО-39038533-02/04-БН. - Актау, 2004.-19 с.

97. ГОСТ Р 52037-2003. Могильники приповерхностные для захоронения радиоактивных отходов. Общие требования. М.: Госстандарт России, 2004. - с.

98. ОСТ 95 10517-95. Отраслевой стандарт. Хранилища твердых радиоактивных отходов. Общие требования. М.: 1996. - 28 с.

99. Правила и нормы в области использования атомной энергии в Республике Казахстан. Требования безопасности при сборе, переработке и хранении радиоактивных отходов: ТБ СПХ-2003. Алма-Аты: 2003.

100. Оценка безопасности приповерхностных хранилищ радиоактивных отходов: РБ-011-2000.- М.: ГАН РФ, 2000.

101. Серебряков Б.Е. Расчет миграции радионуклидов из мест захоронения// Атомная энергия.- 1995. Т.79, Вып.5. - С.381-386.

102. Nutzmann G. A simple finite element method for modelling one-dimension water flow and solute transport in variably satured soils// Acta Hydrophys. 1991. -V.35, N1. - P.33-59.

103. Дорожкин А.И., Федоров A.JI., Сорокин B.T. Исследование выхода радионуклидов из приповерхностного хранилища траншейного типа для твердых отходов // Атомная энергия.- 1997. Т.82, Вып.2. - С.104-110.

104. Экономико-экологические аспекты обращения с ТРО при выводе РУ БН-350 из эксплуатации / Скворцов А.И., Сафутин В.Д., Ямов В.Ю. и др. //Доклад на Междунар. конф. "Безопасность ядерных технологий-2005: экономика безопасности". СПб.: 2005. - DVD.

105. Обзор существующих технологий для кондиционирования и хранения ТРО и выбор технологий и основного оборудования для КП ТРО РУ БН-350: Отчет о НИР: / ФГУП "ГИ "ВНИПИЭТ"; исполн.: Скворцов А.И., Немцова

106. А.В., Кузьмина Г.Н. и др. инв.№04-04220.- СПб, 2004. - 109 с.

107. Очистка узлов от натрия и радиоактивности /Пер. с англ.-М.: Атом-издат: 1974. Вып. 1-3.

108. Specialists Meeting on sodium removal and decontamination.- Vienna: IAEA: 1976. c.

109. Abrams C.S. e.a. Development of disposal method and burial criteria for radioactive sodium wastes // Proceed, of LIMET-84.- L.- 1984.- V.2, P. 165-170.

110. Методы отмывки и дезактивации оборудования, обезвреживания и утилизации отходов натриевого теплоносителя БН-реакторов: Обзор: / ГНЦ РФ НИИАР; исполн.: Штында Ю.Е., Поляков В.И. ISBN5-85165-366-3. - Димит-ровград, 1998. - 57 с.

111. Обзор технологий и выбор методов удаления остатков натрия из основных контуров РУ БН-350 при выводе из эксплуатации: Отчет о НИР: / ОАО "КАТЭП"; исполн.: Назаренко П.И., Тихомиров Л.Н., Тажибаева И.Л. и др.-АлмаАты, 2003. 92 с.

112. Савкин А.Е., Дмитриев С.А., Лифанов Ф.А. и др. Возможность применения сорбционного метода для очистки жидких радиоактивных отходов АЭС// Радиохимия. 1999. - Т.41, Вып.2. - С. 172-176.

113. Дмитриев С.А., Савкин А.Е., Варлаков А.П. и др. Переработка жидких радиоактивных концентратов Первой в мире АЭС// Сб.докладов VII Межд.конфер." Безопасность ядерных технологий. Обращение с РАО"- СПб.: PROAtom: 2004,- С.209-212.

114. Исследования режимов переработки ЖРО реактора БН-350: Отчет о НИР:/ ТОО КАТЭП-АЭ, РАОТЕХ; исполн.: Лифанов Ф.А., Балдов А.Н., Савкин А.Е. и др. Актау, 2001.

115. Горбунова О.А. Цементирование твердых радиоактивных отходов методом пропитки высокопроникающими растворами: Автореф.дисс. на соиск. уч. степ, канд техн. наук: 05-17-02. М., МосНПО "Радон", 2004. - 26 с.

116. Комплекс по переработке жидких неорганических радиоактивных отходов РУ БН-350. Зд. 157, 157А: Общая пояснительная записка. Технико-экономические показатели: / ФГУП "ГИ "ВНИПИЭТ". Инв.№04-3178.- СПб, 2004. - 67 с.

117. Письмо ТОО "МАЭК-Казатомпром", исх.№01-27-13/447 от 17.11.04.

118. Карпачев Ю.А., Рудык Ю.Н., Гусев А.В. Мобильный дистанционно-управляемый комплекс для очистки хранилищ ТРО // Scientief. and Technical Aspects of International Coperation in Chornobyl: Сб.статей/ Вып.2 Славутич: Укратомизд., 2000. - С.216-223.

119. Комплекс по дезактивации и переработке снимаемого с эксплуатации оборудования и металлоотходов БелАЭС: Пояснительная записка: / ОАО "СвердНИИХиммаш"; исполн.: Попов П.П. и др. Свердловск, 1999.- 26 с.

120. Письмо ТОО "КАТЭП" Сметная стоимость строительства КП ТРО РУ БН-350, исх.№2073-Э-1676 от 11.10.06.

121. ГОСТ Р 51824-2001. Контейнеры защитные невозвратные для РАО из конструкционных материалов на основе бетона.- М:, Госстандарт России, 2001.-7 с.

122. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ-88/97: НП-001-97 (ПНАЭ Г-01-011-97). М.: ГАН РФ, 1997.

123. Типовое содержание плана мероприятий по защите персонала в случае аварии на АЭС: НП-015-2000. М.: ГАН РФ, 2000.

124. Правила радиационной безопасности при эксплуатации атомных станций (ПРБ АС-99): СП 2.6.1.28-2000. М.: РАО "ЕЭС России", 2000.

125. Руководство по установлению допустимых выбросов РАВ в атмосферу. Т.2 (технич. приложения, рекомендации для расчетов): ДВ-98. М.: Госкомэкологии РФ; Минатом РФ, 1999.

126. Крицкий В.Г., Ампелогова Н.И., Скворцов А.И., Крупенникова В.И., Юдин А.П. Повышение эффективности газоочистного оборудования для различного типа АЭС // Экология и атомная энергетика. Научн.-техн. сб.: Изд-во ЛАЭС. 2002. - Вып.1. - С.75-83.

127. Краснояров Н.В., Поляков В.И., Соболев A.M. Система очистки от цезия натриевого теплоносителя РБН // Сб. докл. конфер. "30 лет БАЭС". -Екатеринбург. 1991. - С. 66-71.

128. Hanebeek N., Tusche R., Msika De. et all The development of Cesium Traps for commercial Sodium Cooled FBR // Proc. of IAEA Specialist's Meeting IWGFR. - Karlsruhe, Germany. - 1987. - P.187-190.

129. Olson W.H., Ruther W.E. Controlling Cesium in the Coolant of the EBR1.//Nucl.Technol. 1979. - V.46. - Р.318-322.

130. Мискинова Т.А., Семиренко Л.Г., Надеинский Б.П. О процессе растворения металлического натрия в водных растворах электролитов // ЖФХ. -1972. -Т.46, №4. С.42-45.

131. Робинсон Р., Стоке Р. Растворы электролитов / Пер. с англ./ Под ред. акад. А.Н.Фрумкина. М.: Изд-во ИЛ: 1963. - 146 с.

132. Patents 4032614, 4032615 USA, G21F 9/64; GOID 1/04. Sodium dissolving in electrolytes solutions / Publ.24.06.77.

133. Старков O.B., Богданович Н.Г. и др. Исследование обезвреживания и утилизации радиоактивных отходов натриевого теплоносителя быстрых реакторов // Сб. тезисов докладов "Теплофизика-91".- Обнинск. -1993. С. 207-210.

134. Кривенко П.В., Скурчинская Ж.В., Лавриненко Л.В.и др. Экологически безопасная локализация отходов радиоактивных щелочных элементов в щелочных вяжущих // Цемент. 1993. - №3. - С.31-33.

135. Патент РФ №2200991 РФ (RU), G21F 9/64, G01D 1/04. Способ переработки радиоактивного щелочного металла и устройство для его реализации / Смыков В.Б., Кононюк М.Х., Лукьянов А.А. и др.; Заявл. 23.03.2001.

136. Патент №2131628 РФ (RU), G21F 9/64, G01D 1/04.Способ переработки радиоактивных щелочных металлов / Заявл. 31.07.1997.

137. International Patent №8606266 France, G21F 9/04. Sodium Removal / 30.04.1986.

138. Bohnel K. Decommission of the reactor KNK II // Proc. of the 29th meeting of Int. Work. Group on Fast Reactor in Aktau. Viena: IAEA, 1996/ - P. 103106.

139. De Seroux N., Latge M., Rager M. Contaminated Sodium NOAH process// Proceed, of Techn. Meeting at Phenix Power Station. Marcoule, France/1995/- P.9.

140. Леднев А.И., Клюков Б.П. Исследование, разработка и внедрение технологии водовакуумного способа отмывки оборудования от натрия// Сб. тезисов докладов "Теплофизика-91". Обнинск.- 1993.- С.116-117.

141. Voice Е.Н. The reaction of sodium metal with alcohol // Proceed, of LIMET-84. L.: 1984. - V.2. - P. 157-163.

142. Proceed, of Specialists Meeting on Sodium Removal and Decontamination, Richland. Richland, USA. - 1978.

143. Скоморохова C.H., Кочеткова E.A., Налимов Ю.П. и др. Отмывка оборудования от щелочных металлов составами на основе бутилцеллозольва//

144. Вопросы ат. науки и техники. Сер. яд. техника и технол. 1991. - Вып.6.th

145. Proceed, of 4 Intern. Confer, on Liquid Metal Engin. and Techn.- Paris: Paris Press: 1988. V.l.

146. Masse F., Rodriguez G. Cleaning and Decontamination: Experimental Feedback from PHENIX // IAEA Techn. Committee Meeting. A-ix-eu-PROVENCE. - 1997. -P.35-38.

147. Патент №2138867 РФ (RU), G21F 9/64, G01D 1/04. Отмывка оборудования от щелочных металлов / Заявл. 07.07.1998.

148. СХЕМА УСТАНОВКИ ИОНОСЕЛЕКТИВНОЙ ОЧИСТКИ1. Условные обозначения ;-Арматуры1X1--клапан запорный ручной 1tSg--клапан запорный !с электроприводом

149. С^З—— клапан регулирующий ручнойt-Трубопроводов1 — направление погака ;газообразной среды <направление потока жидиоста•Оборудования1. А.- 1021. НумерацияIпорядковый номер аппарате* номер аппарата

150. А-133/1,2 Насос ЦНА 25/52-251.1/251.1-УЗ, №11 кВт 2 0=25м*ч Н=52м НПОГИДРОМАШ

151. А-132/1,2 Емкость приема фильтрата Vp=4 м1 2 D=1800мм Н=2900мм 252.07.00.00060 Кр.Зввзда

152. А-121/1,2 Насос ЦНА6.3/50-251.1/251.1-УЗ, N=5,5 кВт 2 0=6 чРЫ Н=50 м НПОГИДРОМАШ

153. А-120/1,2 Насос АХ 65-40-200, N=15 кВт 2 0=25м^ч Н=0,5 МПа НПОГИДРОМАШ

154. А-119/1,2 Насос-дозатор НП-16 2 3 Q=0,3 м /ч НПО ЭКОТЕХНИКА

155. А-118/1-3 Емкость приема и контроля очмценной воды Vpi=4 м3 3 Н=2900мм Д=1800мм 2S2.10.M.MOeO Кр.Зввзда

156. А-117/1-3 Линия очистки 3 4^40 л 252.05.00.00060 Кр.Зввзда

157. А-116/1,2 Насос-дозатор НП-16 2 0=0,3 м'/ч нПо ЭКОТЕХНИКА

158. А-115/1,2 Емкость сбора пермеата Vp=4u5 2 Н=2900мм Д=1800 мм 252.07.DO.OOOBO Кр.Зввзда

159. Ь А-114/1.2 Насос перистальтический НП-25 2 Q=1,4 Wl4 НПО ЭКОТЕХНИКА

160. А-113 Емкость сбора шлама Vp=4 м1 1 Н=2900мм Д=1800 мм 252.08.00.000в0 Кр.Зввзда

161. А-112/1,2 Фильтр керамический 2 Q=0.5M^ Н=0.3 МПа нвстачдартиз. Кр.Зввзда

162. А-111/1,2 Фильтр сетчатый 2 Q=25M^4 Кр.3везда

163. А-105 Эжектор 1 Q=25 м3/ч 252.09.00.00060 Кр.Зввзда

164. А-103 ШкафХПО 1 Ш. данные инв. №044)3191 WYT1 ТИ "ВНИПИЭТ

165. А-102/1,2 Насос ЦНА 25/52-251.1/251.1-У}, N=11 кВт 2 Q=25 м*ч Н=52 м НПОГИДРОМАШ

166. А-101/1,2 Приемная емкость Vp=4 Mj 2 Н=2900мм Д=1800мм 252.02.00.00060 Кр.Зввзда

167. N апп. на очи» НАИМЕНОВАНИЕ Кол*с мрактаристма Ппмиаиаимв1. Спецификация 470

168. СХЕМА УСТАНОВКИ КОНДИЦИНИРОВАНИЯ СОЛЕВОГО РАСТВОРА-to да. ►1120/U