Сен 28 2000

НЕКОТОРЫЕ КОНЦЕПТУАЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ УТИЛИЗАЦИИ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ НА АЭС

Опубликовано в 15:50 в категории Утилизация

НЕКОТОРЫЕ КОНЦЕПТУАЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ УТИЛИЗАЦИИ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ НА АЭС

Р.В. Гаврилов, В.В. Гладкий, Н.М. Левченко

Специальное конструкторско-технологическое бюро

по криогенной технике Физико-технического института низких температур им. Б.И. Веркина НАН Украины, г. Харьков

Атомная электростанция, отработавшая свой ресурс, должна быть полностью демонтирована, а все радиоактивные отходы, накопленные в процессе производства следует утилизировать, упаковать и захоронить в специальных хранилищах, в которых они должны находиться в течении 300 и более лет, не причиняя вреда окружающей среде. Другими словами, после выработки ресурса на месте бывшей АЭС следует оставить “зеленую лужайку” с естественным радиационным фоном. Такова действительность.

Поэтому руководство любой АЭС, а также правительство государства обязано помнить об этом с момента закладки первого строительного кирпича, и до окончания выработки ресурса АЭС.

В зарубежной литературе [1] имеется целый ряд направлений рационального и безопасного обезвреживания радиоактивных отходов, что является важнейшим условием дальнейшего развития атомной энергетики.

Анализ литературных данных по вопросу утилизации и захоронения радиоактивных отходов (РАО) показывает, что на работающих АЭС ежегодно скапливается большое количество различных эксплуатационных и технологических материалов. Например, в ФРГ при демонтаже 12 АЭС масса твердых отходов составляет 85 тысяч тонн. (Журнал “Природа” №5 1989г. с.50-53).

Прежде всего, это ТВЕЛ-ы, которые имеют очень высокий уровень радиации и нуждаются в демонтаже и захоронении. Это различные детали, трубопроводы, теплообменники, арматура. Это тепловая изоляция в виде чехлов и матов из стекловаты или из базальтовой нити. Это различные кабельные изделия, пластмассовые изделия, линолеум, смолы, дерево, ветошь, веники, щетки, рукавицы, перчатки и другие технологические

и эксплуатационные принадлежности. Кроме того, на АЭС скапливаются большие количества радиоактивных горючесмазочных материалов (ГСМ), радиоактивной воды и растворов различных солей, получаемых в процессе эксплуатации АЭС.

Для переработки твердых РАО в настоящее время применяют в основном два метода:

- измельчение и прессование для уменьшения объема;

- сжигание для уменьшения объема и массы отходов.

Прессование - самый простой и экономический метод, позволяющий уменьшить объем отходов в 2-15 раз. (Журнал “Атомная техника за рубежом” 1996г. №1 стр.24-27).

Однако этот способ имеет свои недостатки. Так, например, не все РАО могут спрессовываться в монолитные блоки (это пластмассы, базальтовая теплоизоляция, смолы, резина и т.д.). Для оптимального прессования перечисленных отходов их необходимо предварительно измельчить до 100¸1000 мкм. К тому же не все материалы могут легко измельчаться, так большинство из них (пластмассы, резина, смолы) могут измельчаться только при охлаждении их до температуры охрупчивания. Такое охлаждение вышеперечисленных материалов возможно лишь при низких температурах, например, в среде газообразного или жидкого азота.

Наряду с прессованием и измельчением РАО широкое распространение получили методы сжигания РАО. Сжигание по сравнению с прессованием более дорогой и более сложный процесс, однако, в мировой практике ему уделяется значительное внимание, так как при сжигании объем отходов сокращается в 20¸100 раз, что значительно уменьшает затраты на их захоронение.

Сжигание твердых радиоактивных отходов (дерево, бумага, ветошь и т.д.) не вызывает особых трудностей в процессе утилизации, так как из продуктов сгорания не выделяются агрессивные компоненты.

Сжигание же пластмасс, смол, резины и т.д., приводит в свою очередь к загрязнению окружающей среды выделяющимися в процессе сгорания агрессивными компонентами: хлор, хлористый водород, сероводород, фтористый водород и другие [2].

Некоторые авторы предлагают газообразные продукты сгорания пропускать сначала через теплообменник, охлаждаемый водой, а затем через криогенный теплообменник, охлаждаемый жидким или газообразным азотом, часть газов затвердеет, а некоторые сконденсируются. Это позволит, при последующем повышении температуры в криогенном теплообменнике, разделить эти газы друг от друга и собрать их в отдельные емкости или перевести в кислоты (например, хлор). Не сконденсировавшиеся газы, например, водород можно пустить на дожигание в печь - газогенератор.

Следующим направлением использования жидкого азота в атомной энергетике является использование его в качестве охладителя специальных капсул (адсорберов), заполненных, например, активированным углем или селикогелем.

На наш взгляд перспективно и экономически целесообразно на территории (или возле) АЭС иметь ожижительный комплекс для получения жидкого азота. Такая практика оправдала себя на мощных химкомбинатах, где жидкий азот используется для случаев пожаротушения. К примеру, жидкий азот эффективно использовался для охлаждения днища взорвавшегося блока реактора на ЧАЭС, который пришлось доставлять из других городов.

Применение жидкого азота позволит существенно усовершенствовать и обезопасить обезвреживание радиоактивных отходов на работающих АЭС.

Следует также отметить, что себестоимость жидкого азота, получаемого на ожижительной установке, расположенной рядом с АЭС будет невысокой, так как потери электроэнергии на ее передачу будут минимальными. Попутно с жидким азотом на этих установках можно получать и жидкий кислород, который не окажется лишним для многих регионов. Можно также наладить выпуск и редких газов таких, как неон.

Специальное конструкторско-технологическое бюро по криогенной технике Физико-технического института низких температур им. Б.И. Веркина Национальной Академии наук Украины (СКТБ по КТ ФТИНТ НАНУ) в развитии упомянутого разрабатывает концепцию переработки отработанной базальтовой теплоизоляции на Южно-Украинской АЭС с использованием криогенной технологии.

Работы включают: - подготовку и проведение экспериментов по криогенному измельчению отработанной базальтовой теплоизоляции; - определение механических свойств продукта, полученного в результате переработки базальтовой теплоизоляции; - разработку требований к оборудованию и процессу; - разработку технико-экономического обоснования и разработку технического задания на проектирование участка переработки отработанной теплоизоляции.

Аналогичная работа предполагается и по разработке концепции переработки шлаков, органических отходов и отработанных фильтрующих материалов на Южно-Украинской АЭС.

Литература

1. Проблема обращения с радиоактивными отходами за рубежом. Выпуск 1, Москва, 1979г.

2. И.А. Соболев, Л.М. Хомчик

3. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах. Энергоатомиздат, Москва, 1983г.

Нет пока ответов

Комментарии закрыты.