Технологии
Тенденции обращения с РАО
Cамые современные технологические решения в сфере переработки, кондиционирования, временного хранения и окончательного захоронения различных видов РАО стали предметом обсуждения на семинаре, который прошел во ВНИИНМ в конце мая. Мы представляем краткий обзор некоторых докладов.
 
Проблематика перспективных технологий обращения с РАО и переработки ОЯТ уже не первый год становится предметом обсуждения на семинаре ВНИИНМ. Можно даже утверждать, что ВНИИНМ стал своего рода отраслевым центром по обращению с РАО и ОЯТ: семинары проводятся регулярно, раз в год, а их заглавные темы чередуются: если в этом году основное внимание уделялось обращению с РАО, то в следующем придет очередь ОЯТ и так далее. При этом организаторы семинара стремятся привлекать к участию в нем максимально широкий круг компетентных специалистов, как работающих непосредственно на дочерних предприятиях госкорпорации «Росатом», так и из сторонних организаций.
 
В работе майского семинара приняло участие порядка 100 человек, с докладами выступили представители ОАО «ВНИИНМ», ФГУП «Радон», ОАО НПО «ЦНИИТМАШ», ОАО «­ВНИПИпромтехнологии», ФГУП «ПО «Маяк», ОАО «ГНЦ ­НИИАР», ИБРАЭ РАН и других институтов и организаций.
 

Оптимизация решений по обращению с РАО

О том, как формируются критерии приемлемости захоронения РАО, а также о повышении конкурентоспособности ядерного топливного цикла при проектировании технологий по обращению с различными видами отходов, рассказали сотрудники «ВНИПИпромтехнологии».
 
Специалисты института смоделировали процессы миграции нуклидов, при этом они учитывали как характеристики поступающих на захоронение РАО (объем, радионуклидный состав, удельные активности радионуклидов, удерживающие свойства упаковок), так и параметры места их захоронения (изоляционные свойства инженерных барьеров, показатели проницаемости и сорбционной способности геологической среды). Как утверждают ученые, «естественная безопасность» пункта захоронения РАО может быть достигнута за счет варьирования типов и линейных размеров изолирующих материалов, что позволяет регулировать скорость выхода радионуклидов в окружающую среду (этот момент является наиболее существенным при захоронении короткоживущих изотопов). Оптимальный выбор вмещающей породы, обладающей высокими изоляционными свойствами, позволяет обеспечить безопасность объекта захоронения в случаях частичной или полной деградации инженерных конструкций многобарьерной системы защиты.
 
С целью снижения затрат и повышения эффективности системы обращения с РАО от переработки ОЯТ в целом специалисты «ВНИПИпромтехнологии» проработали вариант реализации технологической выдержки РАО без их предварительного кондиционирования. В этом случае окончательное кондиционирование образующихся РАО необходимо производить только после их выдержки и охлаждения. Предложенное изменение очередности технологических этапов обращения с РАО позволяет значительно снизить суммарные затраты за счет уменьшения расходов на технологическую выдержку. Конечно, с увеличением продолжительности технологической выдержки доля затрат на хранение РАО растет, однако за счет снижения затрат на синтез матриц и окончательную изоляцию суммарные издержки на обращение с РАО снижаются. К примеру, при обращении с отработавшим электролитом снижение затрат ожидается на уровне 20 – 60 млн рублей за одну тонну ОЯТ (точная цифра зависит, в частности, от ежегодной стоимости технологической выдержки и емкости используемой матрицы) .
 

РАО при выводе из эксплуатации

С вопросами характеризации тех РАО, которые возникают при выводе ядерно и радиационно опасных объектов из эксплуатации, столкнулись специалисты ВНИИНМ. Вариант решения этих вопросов они продемонстрировали на примере корпуса Б, находящегося на территории института и подлежащего выводу из эксплуатации. На первом этапе — на стадии планирования работ по дезактивации, фрагментации и демонтажу оборудования или строительных конструкций — необходимо выполнить измерения радиационных характеристик объекта. Основными целями при этом являются оценка объемов твердых радиоактивных отходов (ТРО) различной морфологии и уточнение порядка дезактивационных работ для минимизации итогового количества РАО. При этом следует отметить, что перечень видов ТРО, которые образуются при выводе из эксплуатации корпуса Б, чрезвычайно велик. В частности, это фрагменты оборудования лабораторий и опытных установок, боксы, сейфы, газовые баллоны и дьюары; малогабаритные приборы, их элементы и запасные части; элементы мобильной защиты и защитных экранов, включая изделия из свинца; различные строительные материалы (покрытия стен и полов); элементы инженерных систем; лабораторная и офисная мебель, посуда, бумага; химические реактивы; загрязненный грунт; вторичные РАО (спецодежда, СИЗ, укрывной материал).
 
На втором этапе характеризации РАО нужно провести измерения радиационных характеристик отходов непосредственно при их сборе, сортировке, фрагментации и формировании упаковок РАО. Эти действия необходимы для уточнения объемов и оценки удельной активности образующихся отходов в упаковочных комплектах.
 
На третьем этапе следует выполнить измерения радиационных характеристик при контейнеризации и паспортизации упаковок РАО, рассказали специалисты ВНИИНМ. Основная цель этого шага — получить объективную информацию, которая в полной мере характеризует радионуклидный состав и удельную активность РАО в упаковках, сформированных для передачи в специализированную организацию на промежуточное хранение и/или переработку.
 
Характеризация РАО, проводимая согласно специально разработанным методическим документам, в итоге позволит: минимизировать объемы РАО, образующиеся при выводе из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов ВНИИНМ; избежать попадания РАО в «чистые отходы» или материалы ограниченного использования; более точно вести учетные записи в системе государственного учета и контроля радиоактивных веществ и РАО (СГУК РВ и РАО) .
 

Подготовка ОЯТ к отправке на переработку

Представители НИЦ «Курчатовский институт» осветили проблему обращения с РАО, которые возникают в процессе подготовки ОЯТ к отправке на переработку. Если отталкиваться от имеющихся на ФГУП «Маяк» технологий переработки ОЯТ, отработавшее топливо, которое находится на хранении в «Курчатовском институте», можно разделить на три крупные группы. Во-первых, это перерабатываемое топливо, которое отвечает всем требованиям отраслевого стандарта, предъявляемым к поставкам ОЯТ на переработку. Во-вторых, это условно перерабатываемое топливо, которое в теории можно переработать, но текущее техническое состояние отработавших ТВС (ОТВС) и твэлов требует их дополнительной подготовки, либо возможность их отправки на переработку нужно отдельно согласовать с «Маяком». И в‑третьих, это неперерабатываемое топливо: для переработки этой группы у «Маяка» на данный момент технологий нет.
 
Следует отметить, что РАО, возникающие при подготовке к вывозу ОЯТ на переработку, характеризуются высокими удельными активностями (основные радионуклиды — это 137Cs и 60Cо). В связи с этим требуется применение методов дистанционной диагностики и использование дистанционно управляемых механизмов при работах по отделению конструктивных элементов, а также горячих камер.
 
Основные причины возникновения РАО при подготовке ОЯТ к вывозу таковы: удаление конструктивных элементов ОТВС и твэлов; разрушение твэлов в процессе прошлой экспериментальной деятельности; отсутствие точных архивных данных о состоянии ОТВС и твэлов и местах их хранения; наличие большого количества образцов после структурных и материаловедческих исследований ОЯТ.
 
Авторы доклада констатировали, что на основании накопленного в «Курчатовском институте» опыта были показаны эффективность защиты персонала применением дистанционных методов контроля и производства работ, а также возможность идентификации топливосодержащих масс по характеристическому излучению урана. Кроме того, была доказана необходимость использования для обращения с ОЯТ специальных стендов, включающих горячие камеры, и создания объемов хранения ОЯТ и высокоактивных РАО.
 

Расчетные коды

Доклад сотрудников ИБРАЭ РАН был посвящен описанию возможностей расчетного кода GeRa для обоснования значений критериев приемлемости РАО для захоронения. Основная цель разрабатываемого в настоящее время ИБРАЭ РАН кода GeRa — создание интегрального расчетного кода для решения комплекса вопросов по обоснованию безопасности захоронения РАО.
 
Подача кода GeRa на аттестацию запланирована на 2015 год. Предполагается, что внедрение этого кода позволит решать прямые трехмерные задачи расчетного обоснования безопасности глубинных и приповерхностных захоронений РАО в части геомиграции радионуклидов, а также обратные задачи по определению допустимых характеристик кондиционированных РАО, поступающих на захоронение. Кроме того, с помощью кода можно будет учитывать в расчетах неопределенности, связанные с параметрами объектов окончательной изоляции и характеристиками поступающих на захоронение РАО, а также строить обоснованные оценки достоверности результатов моделирования и прогнозов.
 
Исходными данными для обоснования безопасности захоронения с помощью кода GeRa являются характеристики конкретных РАО, свойства геологической среды, параметры инженерных барьеров безопасности. Результатами расчетов, которые в дальнейшем помогут оптимизировать указанные свойства, характеристики и параметры, выступают: удельная активность радионуклидов в грунтовых водах, мощность дозы на человека и объекты окружающей среды в течение периода потенциальной опасности радиоактивных отходов, оценки неопределенности и анализ чувствительности моделирования, соответствие принципу радиационно-миграционной эквивалентности.
 
Основные практические выводы, которые можно сделать уже сейчас на основании результатов пробной эксплуатации кода, таковы:
— интегральный код GeRa позволяет проводить расчеты для оценки безопасности захоронения и обоснования критериев приемлемости;
— определение критериев приемлемости РАО для захоронения — результат соглашения между организациями-производителями РАО, Национальным оператором по обращению с РАО и регулятором;
— необходимо сформировать единый подход к оценке периода потенциальной опасности;
— даже примерные расчеты показывают, что значения критериев приемлемости существенным образом зависят от конструкции пункта захоронения РАО и свойств выбранной вмещающей среды.
 

Обращение с эксплуатационными РАО АЭС

Один из докладов «Радона» был посвящен выбору оптимального варианта обращения с РАО, возникающими при эксплуатации АЭС.
 
Традиционная концепция обращения с РАО атомных станций предполагает минимизацию количества кондиционированных отходов, персонала, инвестиций и эксплуатационных затрат, а также максимизацию коэффициента использования оборудования.
 
В рамках оптимизации технологического процесса обращения с низко- и среднеактивными РАО, которая повлечет за собой сокращение капитальных и эксплуатационных затрат, специалисты «Радона» предлагают следующие меры. Во-первых, для переработки кубового остатка использовать технологии и установки ионоселективной очистки, успешно применяемой на Кольской АЭС начиная с 2007 года. Во-вторых, для переработки ионообменных смол применять технологии и установки сверхкритического водного окисления. В-третьих, для переработки ТРО взамен трех установок — сжигания, прессования и суперпрессования — использовать одну установку плазменного сжигания, которая эксплуатируется на предприятии с 2008 года.
Рисунок 1. Исходный концепт-проект обращения с НАО и САО ВВЭР-ТОИ
 

По сравнению с базовым концепт-проектом «Атомэнергопроекта» (рис. 1) использование предлагаемых установок (рис. 2) позволит сократить ежегодный объем кондиционированных отходов для энергоблока АЭС с реакторной установкой ВВЭР‑ТОИ практически в восемь раз для указанных групп НАО и САО.

Рисунок 2. Предлагаемый вариант обращения с НАО и САО ВВЭР-ТОИ

 

Обращение с ВАО от пирохимии

Один из докладов НИИАР касался имеющегося опыта обращения с ВАО, возникающими в процессе пирохимической переработки ОЯТ. Неводные технологии переработки — именно к этой категории относится пирохимия, — как и любые другие радиохимические технологии, образуют определенный набор технологических РАО, которые необходимо обезвреживать. Следует отметить, что РАО от пирохимических процессов характеризуются высокой удельной активностью, но при этом компактны, а их физико-химическое состояние уменьшает способность радионуклидов к миграции и проникновению в биосферу (при использовании пирохимической технологии переработки ОЯТ на выходе практически отсутствуют жидкие технологические ВАО).
 
На протяжении последних 40 лет в НИИАР проводились исследования по фабрикации MOX-топлива, а также опытной переработке MOX‑ОЯТ пирохимическим способом (табл. 1). Изучались также свойства и характеристики образующихся в результате РАО.
 
На основании полученного в ­НИИАР опыта характеризации и обращения с РАО пирохимических процессов можно заключить, что основными видами твердых технологических отходов являются фосфатные и оксидные осадки, а также отработавшие электролиты; основные отходные формы пирохимических процессов могут длительно храниться в защитных контейнерах без применения каких-либо схем их химической переработки и иммобилизации; в случае необходимости повышения эффективности защитного барьера для ВАО с целью их длительного геологического хранения существует возможность их перевода в более устойчивые химические формы. Кроме того, опыт НИИАР показывает, что для иммобилизации фосфатных осадков могут быть использованы алюмофторфосфатное стекло и матрица на основе минерала монацита, а для иммобилизации солевых электролитов — алюмофторфосфатное стекло и керамика со структурами коснарита и лангбейнита.
 

Перспективные материалы

Доклады представителей института ­ЦНИИТМАШ касались научных исследований и технических решений, направленных на производство сталей, по своим характеристикам отвечающих запросам ядерной энергетики будущего.
 
Как известно, оболочка твэла — это элемент реактора, подвергающийся наибольшим нагрузкам в процессе эксплуатации. Кроме того, оболочка твэла должна сохранять целостность на всех этапах выдержки отработанного топлива. По сути именно материалы оболочки твэла ограничивают эксплуатационные и экономические показатели ядерных реакторов, поэтому разработка и внедрение новых материалов для них является приоритетной материаловедческой задачей.
 
 
Существующие в настоящее время материалы не вполне удовлетворяют требованиям, предъявляемым к перспективным реакторам (табл. 2).
 
Поэтому ЦНИИТМАШ проводит исследования в области перспективных высокоэнтропийных сплавов (ВЭС). Основные цели этих исследований — проверка возможности получения и обработки ВЭС методами традиционной металлургии, а также подтверждение базовых структурных, технологических и эксплуатационных свойств ВЭС. Кроме того, необходимо изучить влияние  легирования и технологических параметров на свойства ВЭС, а также отработать технологии и разработать новые материалы на базе таких сплавов.
 
Освоение технологии ВЭС позволит создать, к примеру, материалы с высоким уровнем поглощения нейтронов, которые можно будет применять для изготовления элементов систем регулирования ядерного реактора, элементов нейтронной защиты, а также контейнеров для ОЯТ.
 
Помимо этого, результаты проведенных в ­ЦНИИТМАШ исследований в области производства заготовок из высокобористых сталей для бесшовных шестигранных труб методом электрошлакового переплава позволяют сделать заключение об успешной разработке серии композиций для создания нового поколения стеллажей, обеспечивающих уплотненное и безопасное хранение ОЯТ.
 
Сергей ПАНОВ

 

15.12.2014

Комментарии 0

Войдите или  зарегистрируйтесь, чтобы отправлять комментарии
Аналитика