Анализ основных компонентов переработки РАО и возможностей их дальнейшей иммобилизации:Статья

УДК 621.039.59 
 
Анализ основных компонентов переработки РАО и возможностей их дальнейшей иммобилизации 
 
Пискунов В.М.  
 
С целью сокращения общих объемов РАО проводится упаривание ЖРО и 
сжигание ТРО. Вторичными  отходами  переработки  РАО  являются: 
 кубовые остатки (КО) и отработавшие ионообменные смолы  (ОИС)  от 
установки спецхимводоочистки  (СХВО);  
 зольный остаток  (ЗО) от установки  сжигания  РАО; 
 шлаки от переплавки радиоактивного металла; 
 продукты очистки радиоактивных масел; 
Для разработки технологических регламентов иммобилизации РАО, находящихся на хранении, необходимо произвести анализ основных компонентов 
переработки РАО, определить значимые катионы и анионы в смеси и оценить 
возможности их дальней иммобилизации. 
1. Кубовые остатки от установок дистилляции ЖРО. 
Химический состав КО представлен в табл. 1[1]. 
                                                                   Таблица 1 
Состав  кубовых остатков  от установки СХВО  
 
 
Вид соли и др. 
компонентов 
 

Содержание 
соли в общем 
солевом остатке, % 

Содержание соли в 
растворе  при концентрации, г/л 

200  
400  

Nа3РО4 
33 
66,4 
132,8 

Nа2С2О4                     6 
12,0 
24,0 

Nа2SО4 
2 
4,0 
8,0 

Nа2SiО3 
2 
4,0 
8,0 

Nа2СО3                  
27 
54,4 
108,8 

АПАВ 
3 
6,4 
12,8 

НПАВ 
18 
36,0 
72,0 

Мыло 
7 
14,4 
28,8 

Масло, взвеси и др. 2 
2,4 
4,8 

Таблица 2 
 
Радионуклидный   состав   и   активность  КО  
 

Радионуклид 
Группа токсичности 

Активность* 

Проба КО 
ОСП (пересчет), Бк/кг
γ-спектр, 
Бк/л 
радиометрия, 
Бк/л 

90Sr 
Б 
 
1,3•106 
4,2•106 

152Eu 
7,1•104 
 
2,3•105 

154Eu 
5,5•104 
 
1,8•105 

60Co 
В 
3,8•104 
 
1,2•105 

134Cs 
3,0•104 
 
9,6•104 

137Cs 
Г 
2,5•106 
 
8,0•106 

Тритий 
 
8,9•105 
 

∑α-нукл. 
 
 
 
2,5•106 

∑β-нукл. 
 
 
 
3,9•107 

* Среднее значение по трем пробам. 
 
Работа АЭС неизбежно связана с образованием большого количества радионуклидов. Это продукты деления ядер топлива урана-235, урана-238 и плутония-239 и продукты активации нейтронами различных веществ, находящихся 
в активной зоне реактора (конструкционные материалы и продукты коррозии, 
примеси в теплоносителе и замедлителе). В результате работы АЭС все образовавшиеся радионуклиды должны быть выведены из систем в виде отработанного ядерного топлива (ОЯТ), жидких, твердых и газообразных РАО. ОЯТ отправляют на длительное хранение или переработку, а РАО должны быть переработаны в форму, исключающую распространение радионуклидов в окружающую среду.  
Химический состав ЖРО, образующихся при эксплуатации АЭС, практически не зависит от типа реактора и определяется, главным образом, технологическими схемами конкретного типа ЯЭУ. 
Основными источниками ЖРО на АЭС являются [1,2]: 
 протечки 1-го контура, содержащие теплоноситель с продуктами деления 
и продуктами активации нейтронами различных веществ;  
 растворы и пульпы сорбентов и фильтроматериалов, образующиеся  при 
очистке теплоносителя; 
 организованные и неорганизованные протечки теплоносителя; 
 воды бассейнов выдержки отработанного топлива; 
 растворы, использованные при ремонте и дезактивации оборудования и 
помещений АЭС; 
 растворы, использованные при стирке спецодежде; 
 душевые воды санпропускников. 

Все ЖРО, образующиеся при эксплуатации, поступают в специальное хранилище, в котором с целью снижения их объемов, производится их предварительная переработка и кондиционирование.  
Поступление продуктов деления (из-за нарушения целостности и герметичности оболочек ТВЭЛов) в теплоноситель приводит к значительному повышению его активности. Обычно активность циркуляционной воды лежит в пределах 104 – 106 Бк/л, в то время как при разгерметизации оболочек ТВЭЛов она 
может повышаться  до 108 – 109 Бк/л. Это максимально возможная активность 
ЖРО. 
Активность дезактивационных вод зависит от материалов основных контуров АЭС, водно-химического режима и продолжительности работы оборудования и, как правило, не превышает 106 Бк/л. 
В процессе стирки спецодежды образуются низкоактивные ЖРО. Активность вод спецпрачечных обусловлена наличием радиоактивных аэрозолей в 
воздухе производственных помещений и радиоактивной пыли на поверхности 
оборудования, подлежащего ремонту. Поэтому активность вод, равная 103 Бк/л, 
может наблюдаться только во время ремонтов блоков. оборудования, подлежащего ремонту. Основными реагентами в них являются: моющие вещества, содержащие поверхностные активные вещества (ПАВ), кальцинированную соду, 
тринатрийфосфат и др., содержание которых доходит до 10 г/л и более. Общее 
солесодержание и объем вод спецпрачечных сравнительно небольшой, соответственно  около 5 г/л и до 5 м3/ч для одного блока АЭС. Однако их вклад в количество солей, направляемых на захоронение велик и достигает 20 %.  
Переработка отходов  спецпрачечной  методом дистилляции представляет 
собой довольно сложный и дорогостоящий процесс, но он универсален и  эффективен.  Как уже отмечалось, присутствие в них ПАВ, фосфатов натрия различного состава, отбеливателей и других компонентов моющих растворов вызывает усиленное пенообразование, неглубокое концентрирование, проблемы с 
последующим отверждением концентратов и т.д. Кроме того, в водах спецпрачечной присутствует большое количество органических соединений, таких как 
жиры, белковые соединения и различного типа нефтепродукты, а также различные микровзвеси и коллоидные вещества.  
Химический состав кубовых остатков, получаемых после дезактивации 
ЖРО методом дистилляции, для реакторов типа ВВЭР, РБМК и спецпрачечных, 
работающих в составе АЭС, существенно различаются (табл.3)[1,2]. 
 
Таблица 3 
 
Характерный  химический  состав КО после дистилляции ЖРО  
от АЭС с реакторами ВВЭР, РБМК  и  спецпрачечной 
 
Тип соли и мыльных 
компонентов, масс % 
ВВЭР 
РБМК 
Спецпра- 
чечные 

NaNO3 
45 
54,5 
- 

Nа3РО4 
- 
7 
33 

Nа2С2О4                        
10 
8 
6 

Nа2SО4 
- 
- 
2 

Nа2SiО3 
- 
- 
2 

Nа2СО3                  
10,5 
- 
27 

NaOH, KOH 
12 
8 
- 

NaCl 
- 
1 
- 

Na2B4O7 
12,5 
- 
- 

Mn2O3 
- 
1,2 
- 

Fe2O3 
- 
2,9 
- 

Сульфонол 
10 
3,6 
- 

Мыло 
- 
- 
7 

АПАВ 
- 
- 
3 

НПАВ 
- 
- 
18 

Масло, взвести и др. 
- 
- 
2 

Фильтроперлит 
- 
4,5 
- 

Ионит 
 
8,7 
- 

 
Активность КО, находящегося в емкостях хранилищах АЭС, определяется 
в основном: цезием-137 – 57 %,  цезием-134 – 41 %, в незначительной доле  
приходится на кобальт-58, 60, марганец-54 (до 2 %). В  КО спецпрачечных  активность  примерно поровну обусловливается цезием-137 и стронцием-90, при 
незначительном присутствии кобальта-60 (1-2 %). 
Регенерация катионитов на АЭС в СССР и России проводилась и проводится растворами азотной кислоты, поэтому основной составляющей ЖРО 
станций является нитрат натрия. Для реакторов ВВЭР второй составляющей 
являются соединения борной кислоты, затем углекислый натрий, сульфонол, 
см. табл. 1.                                         
Кубовые остатки АЭС имеют величину рН от 8 до 13, т.е. являются щелочной средой. В настоящее время хранилища многих АЭС заполнены на 80-90 %, 
что создает проблемы с дальнейшей эксплуатацией станций и возможностью 
нарушения экологии. 
2. Зольные остатки  от установок  сжигания горючих РАО. 
Сжигание – эффективный метод сокращения объема ТРО. В цехах по  переработке РАО на АЭС и на сцециализированных предприятиях «РосРАО» на 
сжигание направляются выделенные в результате сортировки все горючие компоненты РАО. Сжиганию подлежат: пластмассы на основе полиэтилена, древесина строительных лесов, опалубка, строительные детали и мебель, корпуса 
фильтров, бумага, картон, спецодежда, спецобувь, обтирочные материалы, 
складская тара, турбинные и вакуумные масла и прочее. 
Удельная активность сжигаемых РАО в среднем должна составлять: для 
ТРО по бета- и гамма-активным нуклидам – не более 3,7 МБк/кг (10-4 Ки/кг), по 
альфа-активным нуклидам – не более 0,37 МБк/кг  (10-5 Ки/кг); для ЖРО по бета- и гамма-активным нуклидам – не более 0,037 МБк/л (10-6 Ки/л), по альфаактивным нуклидам – не более 0,0037 МБк/кг (10-7 Ки/л)[1,2]. 

По элементному составу зола с установки сжигания «Факел» является типичной для установок подобного назначения и содержит (в масс. %.): Na2O – 27, K2O – 3-8, CaO – 10-15, MgO – 3-10,  Al2O3 – 3-10,  FexOy – 5-15, SiO2 – 15-35, 
P2O5 – 13-25, SO3
2- – 1-3, Cl- – 1-4  и некоторые другие. 
Недостатком сжигания РАО является образование опасного для транспортировки, пылящего и непригодного для окончательного захоронения продукта 
– золы.  
3. Ионообменные  смолы. 
На АЭС ионообменные смолы (ИОС) широко применяются для водоподготовки, очистки конденсатов турбин, продувочных вод реакторов, вод бассейнов 
выдержки отработавших ТВЭЛов, а также для переработки малосолевых ЖРО. 
Для деминерализации воды и поддержания режимов РБ в атомной энергетике 
наиболее широкое распространение получили синтетические ИОС, среди которых, прежде всего, практикуются сильно кислотные сульфокатиониты типа КУ2 и сильно основные аниониты типа АВ-17. Поскольку ИОС применяются в 
различных системах водоподготовки и переработки РАО, их объемы и удельная 
активность сильно зависят от способов их применения, а, следовательно, от 
многих факторов, таких, как засоленность обрабатываемых вод, тип и мощность энергетической установки, марка и химическая форма применяемой смолы и т.д.  
На АЭС с реакторами типа ВВЭР очистка воды 1-го контура проводится на 
фильтрах, загруженных шихтой с соотношением катионита КУ-2-8чс в аммонийно-калиевой  форме и анионита в ОН--форме  в соотношении 1:1 или 1:2. На 
АЭС с реакторами РБМК реакторная вода после охлаждения до 50 0С проходит 
очистку от ионных примесей и радионуклидов на фильтрах, загруженных катионитом  в Н+-форме и  анионитом  в ОН--форме в соотношении 1:1. При выработке ресурса отработанные ИОС без регенерации выгружаются в виде пульпы гидротранспортом (при транспортировке Т: Ж составляет 1:5 – 1:10) в хранилище отходов. Хранение пульп смол обычно осуществляется отдельно от 
других категорий отходов. На действующих АЭС для хранения отработанных 
сорбентов предусматриваются баки-хранилища из нержавеющей стали, емкость 
которых была рассчитана на хранение смол в течении срока службы станции 20 
- 30 лет. 
Помимо хранения отработанних ИОС в виде пульп в стальных емкостях, 
предназначенных для ЖРО объемом 500-3000 м3, отработанные ИОС часто 
обезвоживают и хранят в переносных емкостях. Однако, практика захоронения 
пульп в нелокализованном виде не может гарантировать их безопасного хранения в течение длительного времени. 
4. Эксплуатационные масла. 
Как известно, для эксплуатационных нужд всевозможного типа механизмов и оборудования (паровые турбины, турбогенераторы, циркуляционные насосы и т.д.) на объектах атомной энергетики широко используются эксплуатационные масла. По условиям эксплуатации в силу тех или иных причин эксплуатационные масла могут подвергаться радиоактивному загрязнению выше 
допустимых уровней и становиться радиационно-опасными. После выработки 

ресурса отработавшие масла требуют эпизодической замены, в связи с чем на 
объектах атомной энергетики и, прежде всего, на АЭС постоянно возникают 
вопросы 
рационального 
обращения 
с 
образующимися 
радиоактивнозагрязненными эксплуатационными маслами, так как их количество довольно 
велико и может достигать десятки тонн только для одного энергоблока АЭС. 
Под обращением с радиоактивными загрязненными маслами понимают 
технологические аспекты их очистки от радионуклидов и последующую утилизацию формирующихся конечных продуктов. 
 
Практика эксплуатации оборудования АЭС свидетельствует о том, что основная радиоактивность масла обусловливается наличием таких радионуклидов 
как  134,137Cs, 60Co и 90Sr, и что эта общая активность может превышать допустимую концентрацию по бета-активным нуклидам – более чем в 50 раз и составлять (0,3-4,4)•102 Бк/л (7,5•10-9-1,2•10-7 Ku/л)[3]. 
 
Выводы: 
 
1. Негативное влияние на процесс отверждения оказывают соли  фосфорной кислоты, ПАВ и соли органических кислот, которые в совокупности составляют более 60 % от общего количества солей. При таком количестве этих 
агентов  цементно-солевая смесь практически  не  отверждается. 
2. Масло-цементные смеси  не отверждаются или  отверждаются очень 
медленно с получением компаундов с неудовлетворительными механическими 
и физико-химическими показателями.  
3. Матричные смеси с использованием золы получаются малоподвижными. Такие смеси сложно перемешивать, разжижение их водой  нежелательно, 
так как при этом снижается механическая  прочность  компаунда.  
4. При определении максимальной степени наполнения компаунда необходимо учитывать как количество воды, требуемой для гидратации вяжущего 
(~ 25-30% от массы цемента) и придания смеси подвижности, необходимой для 
ее перемешивания с РАО,  так и  объем  вводимых  добавок (сорбенты, пластификаторы и др.) 
5. Повышение степени наполнения компаундов отходами и упрощение 
процесса цементирования РАО возможно  при введении  в  компаунд  2-3-х  
различных типов РАО. В результате экспериментальных исследований установлено, что  такими  смесями  могут  быть следующие комбинации отходов: 
КО  с  ОИС, КО  с  ЗО,  ЗО  с  ММ. 
 
Литература 
 
1. Отчет по 2 этапу НИР от 30.09.2010г.  ГК № П1582 от 10.10.2009г. 
2. Олейник М.С. Цементирование жидких радиоактивных отходов. – СПб: 
ИК СИНТЕЗ, 2005. – 178 с. 
3. Захарова К.П., Химченко О.М., Суханов Л.П. и др. Разработка технологического режима цементирования солевых концентратов Волгодонской АЭС // 
Атомная энергия, 2007, вып. 5, с. 309-312.