proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2021 год
  Агентство  ПРоАтом. 24 года с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Обсудим?!
Способствует ли безопасности атомной отрасли закрытость (усиление режима)?
Да
Нет
Сильнее влияют другие факторы

Результаты
Другие опросы
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышло в свет второе издание двухтомника Б.И.Нигматулина. Подробнее
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. Информация: (812) 438-32-77, E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[25/09/2020]     Как сократить объемы ЖРО

Наибольшую экологическую опасность среди образующихся на предприятиях атомной отрасли РАО представляют жидкие радиоактивные отходы (ЖРО) низкого и среднего уровня активности ввиду их большого объема и возможности неконтролируемого распространения. Отсутствие единого комплексного подхода к реализации технологических решений, связанных со сбором, переработкой и кондиционированием ЖРО привело к накоплению на площадках АЭС больших объемов ЖРО, основными составляющими которых являются нерадиоактивные компоненты.



Одним из основных принципов обращения с жидкими низкоактивными и среднеактивными средами на АЭС стало уменьшение объема поступлений ЖРО, а также формирование систем, базирующихся на дифференцированном сборе и переработке ЖРС в зависимости от химического состава и уровня активности.

Состав усредненных ЖРО АЭС характеризуется следующими показателями:

- солесодержание 1-2 г/л, (может доходить до 5 г/л);

- рН усредненных вод РАО от 8 до 12;

- химический состав обусловлен, в основном, содержанием солей натрия – нитратов, боратов, оксалатов, присутствуют также хлориды, карбонаты и соли жесткости;

- усредненные ЖРО содержат заметные количества ПАВ, дезактивирующих веществ, минеральных масел и фосфатов;

- суммарная активность усредненных ЖРО в интервале 105-107 Бк/л, обусловлена содержанием, в основном, радионуклидов 137Cs,  90Sr, 60Со и 54Мn.

На большинстве АЭС ЖРС концентрируются, а концентраты хранятся в специальных емкостях или отверждаются (цементирование, битумирование). Очищенная вода используется повторно или выводится в окружающую среду.

Для переработки ЖРО в настоящее время используются, в основном, осадительные, сорбционные и мембранные методы. При выборе метода очистки ЖРО определяющим является форма нахождения радионуклидов в очищаемом растворе. Для удаления ионных форм радионуклидов используются ионообменные (сорбционные) и мембранные методы (обратный осмос, нанофильтрация, электродиализ). Для очистки от радионуклидов в нерастворимой форме (коллоиды, псевдоколлоиды, грубодисперсные частицы) используются методы соосаждения и мембранные методы (микро- и ультрафильтрация) [В.В. Милютин, д.х.н.,  ИФХЭ РАН].

Разработке концептуального подхода к минимизации образования ЖРС и ЖРО на российских АЭС посвятил свою работу С.В.Онуфриенко [АО «ГНЦ РФ – ФЭИ им. А.И.Лейпунского»]. Одним из основных принципов при разработке технологических схем АЭС нового поколения является организация раздельного сбора и переработки теплоносителя первого контура и трапных вод.

Перспективной для минимизации отходов является технология селективного выделения из ЖРО долгоживущих радионуклидов Cs, Со в небольшие объемы в форме труднорастворимых соединений. В борьбе с примесями Sr могут помочь современные фильтры. Существует множество разновидностей таких приспособлений, у каждого из которых свой принцип действия. Например, может быть применено озонирование, активное серебро и уголь, обработка йодом, ультрафиолетом, использование фильтров с активированным углем. Наиболее эффективная очистка воды от стронция - использование обратно осмотических фильтрующих мембран.

Для повышения эффективности очистки проводится предварительная обработка ЖРО. В некоторых случаях требуется предварительная обработка по удалению масел, растворителей, механических примесей фильтрацией или другими методами.

Если для радионуклидов Cs характерна ионная форма, то Со и Sr в присутствии слабых кислот образуют устойчивые внутрикомплексные соединения, растворимые в щелочной среде. Прочность комплексных соединений Со и Sr, образованных анионами слабых кислот, зависит от рН раствора, корректируя который можно уменьшить устойчивость комплекса, создав оптимальные условия для осаждения или сорбции. ЖРО, содержащие комплексообразующие вещества, могут быть собраны отдельно и подвергнуты специальной, например, термической обработке для разрушения комплексов. Чем выше температура и меньше рН отходов, тем быстрее происходит разложение.

Если при окислительной обработке образуются осадки, способные выполнять функции коллекторов радионуклидов, то для очистки низкоактивных ЖРО может быть достаточно окислительной обработки, например озонированием или окислением с помощью перманганата калия.

Широко распространенным методом переработки ЖРО является дистилляция (упаривание). Концентрат солей (кубовый остаток), содержащий радионуклиды и неактивные соли, отверждается и направляется на захоронение.  Дистилляция характеризуется универсальностью и высокой степенью очистки конденсата от радионуклидов. Но по сравнению с другими методами переработки она является одним из самых энергоемких процессов. Тем не менее, возможность получения высоких коэффициентов очистки позволяют рассматривать дистилляцию как основной метод переработки отходов АЭС.

На АЭС с ВВЭР получило распространение глубокое концентрирование кубового остатка ЖРО на прямоточных кожухотрубчатых выпарных аппаратах. В процессе охлаждения концентрата образуется монолитная масса, основу которой составляют кристаллогидраты полиборатных солей натрия. Осушенные отходы подвергают сухому цементированию, включению в полиэфирные смолы, битумные компаунды и т.д.

Широкое применение для очистки технологических сред и переработки ЖРО АЭС находят ионообменные технологии благодаря простоте и высокой эффективности извлечения ионов из растворов. Для очистки ЖРС используются органические ионообменные смолы, активированные угли, природные и синтетические алюмосиликаты, неорганические сорбенты, основу которых составляют гидроксиды, фосфаты, титанаты, антимонаты и другие соли, гетерополисоединения, ферроцианиды, биологические материалы.

В малосолевых растворах высокую селективность к 137Cs (Кd 137Cs >103 см3/г) проявляют природные и синтетические алюмосиликаты (цеолиты); фосфаты титана и циркония, титаносиликаты и ферроцианидные сорбенты. В высокосолевых растворах высокая селективность к 137Cs сохраняется только для титаносиликатов и ферроцианидных сорбентов. Gовышенную селективность к Sr проявляют: синтетические цеолиты NaA, NaХ, сорбент на основе оксидов марганца (III, IV) марки МДМ, фосфат титана, титаносиликат натрия.

Для обработки больших объемов низкоактивных и среднеактивных отходов наиболее подходящим и дешевым считается процесс химического осаждения. Осадок формируется в ЖРО в результате химической реакции. Для выделения радионуклидов Cs и Co используют ферроцианидное осаждение. Часто в схемах очистки ЖРО используют сочетание осадительных и ионообменных способов. Наиболее простым решением является добавление тонкоизмельченных сорбентов в очищаемую среду вместе с коагулирующими добавками. В качестве сорбентов используются неорганические вещества (бентонит, монтморилонит, тобермориты, илитовые глины, ферроциан идные пульпы, гидратированная двуокись марганца и т.д.).

Всё большее применение находят мембранные методы очистки, в основном обратный осмос, ультрафильтрация, нанофильтрация, электродиализ и микрофильтрация. Очистка растворов достигается избирательным прохождением через мембраны воды (обратный осмос), ионов (электродиализ) за счет перепада давления или электрического потенциала. Ультрафильтрация и микрофильтрация отличаются от обратного осмоса использованием мембран с более крупными порами. Использование мембранных процессов позволяют создавать относительно простые технологии и системы очистки ЖРО, которые могут быть легко автоматизированы и не требуют больших энергетических затрат. Финишная мембранная очистка ЖРО должна происходить в режиме микро- и ультрафильтрации. Мембранные методы микро- и ультрафильтрации используются для очистки ЖРО от радионуклидов в коллоидной, псевдоколлоидной и грубодисперсной форме. Для удаления ионных форм используются нанофильтрация и обратный осмос.

Основные характеристики мембранных процессов очистки приведены в табл.1.

Табл.1 Основные характеристики мембранных процессов очистки

Наименование мембранного метода

Рабочее давление, атм.

Размер пор, мкм

Тип задерживаемых частиц

Микрофильтрация

0,1-2,0

0,1-1,0

Взвешенные частицы, коллоиды, бактерии

Ультрафильтрация

0,5-5,0

0,01-0,1

Коллоиды, макромолекулы

Нанофильтрация

7-15

0,001-0,01

Молекулы, многозарядные ионы

Обратный осмос

7-70

0,001-0,0001

Ионы

Системы комплексной очистки жидкостей на основе наноструктурных мембран, нанокатализаторов и наносорбентов упрощаются, становятся высокопроизводительными, экономически целесообразными. Фильтры, снабженные мембранными фильтроэлементами с тонкостью очистки от механических примесей размером более 1 мкм, не могут эффективно осуществлять очистку воды от β-, γ- радиоактивных нуклидов (137Cs, 90Sr, 60Со, 54Mn, 55Fe и др.).

Мембранные технологии также являются наиболее перспективными методами очистки жидких сред от нерастворимых радиоактивных продуктов коррозии конструкционных материалов.

В качестве основных моментов концепции технологии обращения с ЖРС предложены следующие:

- дифференцированный сбор и переработка стоков в зависимости от солесодержания и активности;

- максимальное использование безреагентньгх методов очистки ЖРС;

- использование ионоселективных сорбентов для выведения радионуклидов Cs из ЖРС.

 

Примеры практического использования различных методов очистки ЖРО

 Очистка вод промышленного водоема В-11 ТКВ ФГУП «ПО «Маяк»

Для очистки конечного водоема №11 (В-11) Теченского каскада водоемов (ТКВ) ФГУП «ПО «Маяк» была испытана мембранная технология, основанная на процессах ультрафильтрации (УФ) и обратного осмоса (ОО). Очистка происходила при последовательном пропускании воды через блоки УФ и двухступенчатого ОО. Концентрат УФ и ОО возвращают в водоем, а очищенная вода поступает в открытую гидросеть. Очистку проводили на мобильной опытно-промышленной установке с производительностью более 5 м3/ч. Полученные результаты показали, что предложенная технология обеспечивает очистку до норм для сброса в открытую гидросеть без ограничений. Всего в ходе испытаний было переработано более 4000 м3 воды.

 

Переработка низкоактивных ЖРО радиохимического производства ФГУП «ПО «Маяк»

Специалистами ФГУП «ПО «Маяк» и компании «Гидротех» разработана комплексная технология переработки жидких НАО радиохимического производства, основанная на комбинации мембранных и сорбционных методов очистки.

Совместно со специалистами ИФХЭ РАН, ФГУП «Радон», специалистами ФГУП «ПО «Маяк» [А.В. Конников, к.т.н., Н.Ю.Лагунова, Е.В.Лызлова, к.т.н., А.В.Глухова, Н.В.Силич, А.М.Мусальников, А.Ю.Шумков] был проведен поиск методов переработки жидких низкоактивных отходов (НАО) и среднеактивных отходов (САО) уранового производства химико-металлургического завода, отвечающих современным требованиям. В результате была предложена схема переработки, включающая мембранно-сорбционную технологию очистки жидких НАО и осадительно-фильтрационную технологию очистки жидких САО, на основе которой был создан комплекс по  переработке жидких радиоактивных отходов химико-металлургического производства ФГУП «ПО «Маяк».

По существующей ранее схеме переработку жидких НАО и САО уранового производства ХМЗ ФГУП «ПО «Маяк» проводили по технологии, основанной на процессе соосаждения радионуклидов с оксигидратом железа. Применение коагулянта позволяло очищать сточные воды от радиоактивных загрязнений до требуемых норм. Основными недостатками данной технологии являлись длительность процесса и образование большого количества вторичных отходов, основной объём и массу которых давал специально вводимый в процесс коагулянт. Кроме того, образующаяся пульпа требовала последующего обращения.

Были проведены опытно-промышленные испытания современной технологии переработки ЖРО, предусматривающей концентрирование радионуклидов с их переводом в более безопасное твёрдое состояние для длительного хранения и получение очищенной воды категории производственных отходов. Технология переработки жидких НАО включает в себя следующие стадии:

- усреднение растворов;

-очистку растворов методом тангенциальной ультрафильтрации с использованием керамических мембран;

-сорбционную очистку пермеата с установки ультрафильтрации на анионите;

-упаривание концентрата с установки ультрафильтрации на роторно-­плёночном испарителе (РПИ);

-сушку упаренного концентрата в установке инфракрасного нагрева;

-длительное контролируемое хранение высушенного концентрата.

Технология переработки жидких САО включает в себя следующие стадии:

- усреднение растворов;

-нейтрализацию поступающих растворов до определённого значения рН;

-очистку растворов методом тангенциальной ультрафильтрации с использованием керамических мембран;

-усреднение пермеата с фильтратами сорбционной установки по переработке жидких НАО.

Переработка жидких низкоактивных отходов с использованием тангенциальной ультрафильтрации

Активность жидких НАО, поступающих на переработку, определяется преимущественно α-излучающими радионуклидами плутония, америция и урана, находящимися в растворе как в виде коллоидов и псевдоколлоидов, так и в ионной растворимой форме. Средние значения объёмных α- и β-активностей радионуклидов в растворах составляют 2,4*103 и 50 Бк/дм3, соответственно, массовой концентрации взвесей - 0,1 г/дм3. Мембранная технология переработки базируется на очистке от радионуклидов, находящихся в нерастворённом виде, методом тангенциальной ультрафильтрации, преимуществом которой является отсутствие предварительной подготовки растворов и введения дополнительных реагентов. Производственная установка состоит из трёх фильтрационных модулей, два из которых работают параллельно, третий - в резерве. Каждый фильтрационный модуль состоит из шести мембранных фильтров, расположенных в два яруса по три фильтра. Общая площадь фильтрации мембранного фильтра составляет 0,56 м2, а фильтрационного модуля - 3,36 м2. При прохождении суспензии через ультрафильтрационные мембраны происходит разделение потока на очищенный раствор (пермеат) и концентрат нерастворимых компонентов.

В ходе испытаний было переработано более 126 тыс. м3 жидких НАО. Фильтрационные модули позволили сконцентрировать основную активность растворов в 360 раз. Коэффициент очистки для α-излучающих радионуклидов достигал 103. Получено около 350 м3 концентрата с массовой концентрацией твёрдой фазы в концентрате от 10,3 до 42,5 г/дм3 и суммарной объёмной α-активностью от 1,9*105 до 2,3*106 Бк/дм3, β-активностью - до 1,0*105 Бк/дм3. Суммарные объёмные α- и β-активности радионуклидов в пермеате не превышают 37,0 и 5,0 Бк/дм3, соответственно. Эпизодически наблюдающаяся повышенная активность пермеата обусловлена появляющимися растворами с заниженным значением рН, а также выявленными органическими компонентами, входящими в состав жидких НАО. Остаточная      активность    пермеата обусловлена, в основном, радионуклидами урана, находящимися в растворе в виде растворимых карбонатных комплексов, очистка от которых эффективно достигается с помощью анионообменных процессов.

 

Сорбционная очистка от радионуклидов пермеатов установки ультрафильтрации

После ультрафильтрационной очистки растворов НАО пермеат без дополнительной подготовки направляется на сорбционный узел. В качестве коллектора радионуклидов используется анионит АВ-17*8чс. Процесс сорбции осуществляется пропусканием пермеата через две последовательно соединённые колонны, загруженные анионитом, снизу вверх со скоростью 10 колоночных объёмов в час. После достижения проскока α-активности в фильтрате более 37 Бк/дм3 головная колонна отключается и выводится на регенерацию, вторая колонна становится головной и к ней последовательно подсоединяется третья колонна. Десорбция проводится только с головной колонны, поскольку на ней задерживается основное количество радионуклидов. Вторая по ходу движения раствора колонна служит для доизвлечения радионуклидов. Образующийся десорбат возвращается в основное производство.

На узле сорбционного извлечения радионуклидов из пермеата установки ультрафильтрационной очистки переработано около 49 тыс. м3 растворов. Значения объёмной α- и β-активностей пермеатов, поступающих на первый цикл сорбции, в большинстве случаев не превышали 63 и 5 Бк/дм3, соответственно. Цикл сорбции составлял от 5500 до 10400 колоночных объёмов.

В ходе испытаний периодически возникали ситуации, когда эффективность очистки резко снижалась даже при относительно невысоких значениях активности в пермеате. Проведённый анализ подобных ситуаций показал корреляцию между эффективностью сорбционной очистки и наличием органических компонентов в исходных растворах и пермеатах. Химанализом было установлено наличие в растворах анионных и неионогенных поверхностно-активных веществ (ПАВ) в количестве до 4,0 и 1,0 мг/дм3, соответственно, а также технических масел - до 1,5 мг/дм3. Основными источниками поступления ПАВ являются растворы с участка стирки спецодежды и от дезактивации производственного оборудования, технических масел - вакуумные и прессовые установки основного производства. Обладая высоким сродством к поверхности анионита, органические компоненты обволакивают зёрна сорбента тонкой плёнкой, которая препятствует диффузии поглощаемых ионов внутрь зерна, ухудшает кинетику сорбции и увеличивает гидравлическое сопротивление колонн. Сорбция органических компонентов может носить необратимый характер. Для эффективной отмывки ионита требуется химическая обработка в жёстких условиях.

В целом, узел сорбции обеспечивает эффективное извлечение радионуклидов на анионите. Очищенная вода, относящаяся по уровню загрязнения радионуклидами к производственным отходам, объединяется с пермеатом установки очистки жидких САО и направляется в специальный промышленный водоём оборотного водоснабжения.

 

Упаривание и сушка концентрата установки ультрафильтрации

Упаривание образующегося в процессе ультрафильтрационной очистки жидких НАО концентрата, содержащего основное количество радионуклидов, на комплексе реализовано в РПИ, состоящем из испарительного модуля, сепаратора и модуля для конденсации вторичного пара. Испаритель и теплообменник- конденсатор установлены на сепаратор. Испаритель представляет собой вертикально расположенный цилиндрический теплообменный аппарат, на наружной поверхности которого расположена паровая рубашка, в центре аппарата размещено в подвешенном состоянии перемешивающее устройство с шарнирно закреплёнными лопатками. При вращении ротора лопатки самоустанавливаются относительно теплообменной поверхности, образуя минимальный зазор, зависящий от физических характеристик исходного раствора и скорости вращения ротора. Узел упаривания в комплексе представляет собой систему из трёх соединённых между собой выпарных установок.

В ходе опытно-промышленных испытаний РПИ работали в режимах периодического или непрерывного упаривания и концентрирования. Проектная производительность каждого РПИ по испаряемой влаге составляет 150 дм3/ч. В режиме упаривания и последовательного концентрирования максимальная производительность по испаряемой влаге достигла 91 дм3/ч при условии поддержания давления пара в рубашке испарителей не менее 230 кПа. Существующие роторно-плёночные испарители способны обеспечить переработку всего потока образующегося концентрата.

На узле упаривания комплекса в ходе испытаний переработано около 214 м3 концентрата. Кратность упаривания с учётом концентрирования достигала 5,2, массовая концентрация твёрдой фазы в упаренном концентрате - 130 г/дм3, получено около 80 м3 концентрата.

Упаренный на РПИ концентрат направляется на узел сушки, состоящий из четырёх установок инфракрасного нагрева в виде бочек-сушилок. При водной обкатке установок проектная скорость высушивания воды 6 дм3/ч не была достигнута, средняя скорость высушивания составила 3,5 дм3/ч. Одной из причин низких скоростей испарения явились недостаточные показатели разрежения в бочке-сушилке. Проведена замена эжектора с заложенной проектной номинальной производительностью 3 м3/ч на эжектор с производительностью 10 м3/ч. В ходе проведения испытаний среднее значение скорости испарения воды при высушивании упаренного концентрата составило 1,6 дм3/ч. Присутствующие в перерабатываемом концентрате органические компоненты (ПАВ, масла) периодически вызывали нарушения в работе узла сушки, что проявлялось, в первую очередь, во вспенивании продукта. Кроме того, проведённые термогравиметрические исследования концентратов показали возможность их возгорания в процессе термической обработки.

Опытно-промышленные испытания показали, что для получения высушенного концентрата, отвечающего требованиям по остаточному содержанию влаги, необходимо досушивание заполненного контейнера в течение не менее трёх суток. Для устранения этого недостатка в конструкцию узла сушки были внесены изменения: контейнеры для сушки концентратов стали дополнительно (кроме боковых) оснащать донным нагревательным элементом, а крышка установки стала единым конструктивным элементом контейнера, обеспечив необходимую герметичность системы. Это позволило повысить скорость испарения воды в установке на 30%.

Введение дополнительных единиц и модернизация установок позволили повысить производительность узла. За время испытаний на узле сушки переработано около 24,5 м3 концентрата, получено около 2,7 м3 конечного продукта. По уровню удельной α- активности получаемые высушенные концентраты относятся к отходам второго класса.

 

Переработка жидких САО уранового производства по осадительно-фильтрационной технологии

Проведены опытно-промышленные испытания разработанной осадительно-фильтрационной технологии переработки жидких САО, образующихся в процессе деятельности уранового производства. Технология основана на щелочном осаждении радионуклидов с последующим отделением образовавшейся суспензии методом тангенциальной ультрафильтрации. Отличительной особенностью жидких САО уранового производства является высокое содержание в растворе нитрат-ионов - до 120 г/дм3 и ионов аммония - до 30 г/дм3.

Суммарные уровни α-, β- и γ-активностей поступающих на переработку растворов варьируются в широких пределах, но, как правило, не превышают 2*105, 7*106 и 3*105 Бк/дм3, соответственно. Процесс осаждения радионуклидов проводится раствором гидроксида натрия в емкостном оборудовании при постоянном перемешивании.

Нейтрализованные урановые растворы содержат до 3 г/дм3 твёрдой фазы, которая состоит из осадков гидроксидов железа, кальция и магния, кремниевой кислоты. Образовавшаяся суспензия направляется на узел ультрафильтрационной очистки, состоящий из двух фильтрационных модулей, работающих попеременно. Каждый из них состоит из двух вертикально расположенных в два яруса мембранных фильтров, соединённых последовательно. Общая площадь фильтрации мембранного фильтра составляет 0,51 м2, а фильтрационного модуля - 1,02 м2.

В ходе испытаний технологии очистки САО переработано более 194 м3 растворов уранового производства. Суммарная объёмная α-активность пермеатов после ультрафильтрационной очистки САО изменялась в диапазоне от 20 до 480 Бк/дм3 (в среднем от 130 до 170 Бк/дм3), коэффициент очистки от α-излучающих радионуклидов составлял до 103. В процессе испытаний показана возможность получения концентратов в циркуляционных контурах с концентрацией твёрдой фазы до 144 г/дм3. Наиболее стабильная работа ультрафильтрационного узла наблюдается при концентрации твёрдой фазы в концентрате не более 85 г/дм3.

Термическая обработка концентрата, полученного от переработки жидких САО уранового производства, заключалась в сушке, минуя стадию упаривания в РПИ, по причине достаточно высокого концентрирования твёрдой фазы в ультрафильтрационной установке. При высушивании данного концентрата в бочках-сушилках первоначальной конструкции отмечено, что скорость испарения воды в этом случае в 1,6 раза выше, по сравнению с сушкой упаренного концентрата, образующегося при переработке жидких НАО. Это связано с различным фазовым и химическим составом перерабатываемых суспензий.

В целом, комплекс по переработке жидких НАО и САО уранового производства способен обеспечить переработку всего потока образующихся растворов.

Внедрение мембранно-сорбционной технологии переработки жидких НАО и осадительно-фильтрационной технологии переработки жидких САО химико-­металлургического производства ФГУП «ПО «Маяк» позволило отказаться от ранее используемой осадительной технологии, что привело к значительному сокращению количества вторичных радиоактивных отходов, повышению надёжности и экологической безопасности ФГУП «ПО «Маяк».

 

Обращение с РАО на Нововоронежской АЭС

С учетом опыта эксплуатации установки ионоселективной очистки кубовых остатков  (УИСО) на Кольской АЭС, а также современного уровня развития технологий обращения с РАО было решено создать в помещениях пятого блока Нововоронежской АЭС специального комплекса, обеспечивающего максимальную безопасность обращения с ЖРО и существенное сокращение объема кондиционированных РАО.

Для этого внедрены технологии и оборудования по переработке ЖРО до допустимых уровней мембранными методами; ведется разработка эффективных методов переработки ИОС, приводящих к существенному (не менее чем в 10 раз) сокращению их объема. Комплексы по переработке ТРО и ЖРО работают в полном объеме. Установки сортировки, прессования и сжигания ТРО, цементирования и ионоселективной очистки ЖРО функционируют в режиме промышленной эксплуатации. Ведутся работы по созданию установки переработки пульпы ионообменных смол и фильтраперлита методом цементирования, по созданию установки переработки кубового остатка, и также дополнительных емкостей для хранения ЖРО.

 

Комплекс переработки жидких РАО на ЛАЭС

При переработке гомогенных ЖРО по малоотходной технологии кубовый остаток поступает в установку, где происходит его очистка от 60Co, 134,137Cs специальными технологическими операциями. Гетерогенные ЖРО (отработавшие фильтматериалы спецводоочисток) уходят в шламы, остальное после обработки направляется в хранилище сухих солей.

Трапные воды, воды спецпрачечных после выпарных установок являются гомогенными ЖРО. Кубовый остаток по малоотходной технологии превращают в сухие соли, которые практически не радиоактивны и могут безопасно храниться в хранилище сухих солей. Радиоактивный шлам поступает на установку цементирования и далее в хранилище контейнеров.

Малоотходная технология переработки гомогенных ЖРО позволяет перевести радионуклиды из объема концентрированного раствора в осадок, произвести дальнейшее отверждение и размещение РАО в железобетонных контейнерах. Объем радиоактивных шламов составляет всего 2-5% от объема ЖРО, что позволяет компактно их хранить. Осушка очищенного от радионуклидов концентрированного раствора до сухих солей, упаковка их в тонкостенные контейнеры позволяет размещать их в хранилище ангарного типа или на полигоне промышленных отходов. Они практически безопасны.  Конденсат возвращается в технологический процесс.

Представленные методы по обращению с ЖРО используются на ЛАЭС в настоящее время и будут модернизироваться в дальнейшем, также будут создаваться новые технологические схемы переработки ЖРО. Это позволяет уменьшить количество отходов, накопленных за время эксплуатации энергоблоков, обеспечить перевод РАО в форму, более безопасную для хранения, удовлетворяющую критериям приемлемости.

 

Переработка радиоактивных отходов на Смоленской АЭС

Особенностью обращения с РАО на Смоленской АЭС является то, что переработка ТРО и ЖРО осуществляется в одном цехе, на специально созданном КП РАО.

Основной объем накопленных и образующихся отходов относится к категориям ОНРАО (ТРО), НАО и САО (ЖРО). Предварительная подготовка ЖРО осуществляется в химцехе, после чего отходы в виде кубового остатка направляются для временного хранения в хранилище жидких и твердых отходов или в хранилище жидких отходов и затем на переработку на КП РАО.

 Для переработки жидких радиоактивных отходов (кубового остатка) применяется установка ионоселективной очистки и установка цементирования ЖРО.

На первом этапе происходит извлечение из ЖРО 60Co путем механического удаления осадка, получающегося в результате озонирования раствора. На втором этапе раствор пропускают через специальный фильтр-контейнер, наполненный сорбентом, селективно сорбирующим 137Cs. После прохождения раствора через фильтр-контейнер его активность снижается до требуемой величины. В дальнейшем раствор упаривают, в результате чего образуется дистиллят и соли, которые по уровню удельной активности не относятся к категории РАО. Фильтр-контейнер в дальнейшем планируется к передаче во ФГУП «НО РАО» для захоронения. Смытый с механических фильтров осадок, содержащий 60Co, поступает для отверждения на установку цементирования ЖРО. Отвержденные РАО размещаются в специальные металлические бочки объемом 200 л.

Рис.1. Схема переработки ЖРО на КП

 

Снижение образования ЖРО на Калининской АЭС

Технология переработки ЖРО на КАЭС включает использование установки битумирования. На проектную мощность она была выведена на второй очереди атомной станции в 2015 г. На сегодняшний день битумирование является самым экономически приемлемым способом переработки ЖРО. Принцип работы установки заключается в упаривании жидких отходов и смешивании их с расплавленным битумом до получения однородной смеси — компаунда. Внедрение этой технологии на Калининской АЭС обеспечило снижение образования ЖРО в 10 раз.

 

Комплекс по переработке ЖРО на Кольской АЭС

Построенный на Кольской АЭС комплекс по переработке ЖРО, первым стал использовать уникальную технологию, аналогов которой нет ни в России, ни в мире. Результаты использования технологии очистки ЖРО от радионуклидов впечатляют: после переработки, количество подлежащих захоронению радиоактивных отходов сокращается в 50 раз, то есть только 1 килограмм из 50, после переработки остается опасным для человека! На реализацию проекта Концерном «Росэнергоатом»  было затрачено 12 лет (с 2006 г.) и более 2 миллиардов рублей. Кроме системы очистки ЖРО от радионуклидов, комплекс включает в себя систему цементирования отработанных ионообменных смол и шламов, а также ряд вспомогательных систем. Проект комплекса был разработан специалистами Санкт-Петербургского института «Атомэнергопроект» при участии специалистов атомной станции, ЗАО «РАОТЕХ», NUKEM GmbH (Германия) и AREVA (Франция).

Принятая на сегодняшний день технология обращения с жидкими РАО выглядит следующим образом. После выпарки различных ЖРО, возникающих в ходе эксплуатации атомной станции, образуются кубовые остатки – высокосолевые растворы, загрязненные продуктами деления, радионуклидами коррозионного происхождения и различными веществами, используемыми для дезактивации оборудования и поддержания водно-химического режима. Традиционно, кубовые остатки подвергались цементированию и битумированию. Это позволяло перевести ЖРО в достаточно инертную форму, пригодную для хранения (захоронения). Однако объем конечного радиоактивного продукта при этом оставался весьма значительным.
Комплекс по переработке ЖРО Кольской АЭС основан на принципиально новой технологии. Ее уникальность состоит в том, что она позволяет перерабатывать не только раствор, но и осадок, который образуется в результате длительного хранения и многократного доупаривания кубового остатка.

Кубовые остатки АЭС представляют собой щелочные растворы и пульпы с общим солесодержанием 300-400 г/дм3 с рН в диапазоне 11-14. Основной солевой составляющей кубовых остатков АЭС являются нитраты натрия и калия, а в кубовых остатках АЭС ВВЭР наряду с нитратами содержатся также бораты щелочных металлов. Кроме неорганических солей, в составе кубовых остатков присутствуют органические соединения: соли щавелевой и других органических кислот, комплексоны, ПАВ, нефтепродукты и др. Основной вклад (90-95%) в общую активность кубовых остатков вносят радионуклиды 137Сs и 134Сs. Остальная часть активности приходится, в основном, на радионуклид 60Со.

Кубовые остатки извлекают из емкостей хранения. При этом жидкая часть кубового остатка попросту откачивается и перерабатывается, а кристаллизовавшаяся часть растворяется специальным образом и уже потом изымается из бака. Далее раствор солей поступает на установку очистки, где в результате озонирования, происходит выпадение осадков, содержащих, в основном, органические соединения кобальта, а также разрушение комплексных соединений ионов переходных металлов (Fe, Cr, Ni, Cu и др.) и радионуклидов (60Со и 54Mn). Радионуклид 60Со переходит в нерастворимую форму.

На стадии микрофильтрации происходит отделение образовавшихся на стадии озонирования осадков с использованием керамических трубчатых мембран с размером пор 0,1-0,2 мкм. Вместе со шламом удаляются радионуклиды 60Со, 54Mn и другие. Осветленный раствор поступает на стадию сорбционной очистки, а сгущенная суспензия осадков - в специальное хранилище для пульп. На стадии сорбционной очистки фильтрат после микрофильтрации, содержащий в своем составе практически только радионуклиды 134,137Сs, пропускают через ферроцианидный сорбент марки «Термоксид-35», помещенный в защитный фильтр-контейнер. После насыщения, фильтр-контейнер с сорбентом помещают в хранилище высокоактивных отходов. Очищенный раствор подвергают глубокой выпарке с получением солевого плава, который разливают в 200-литровые бочки и хранят в специально отведенном месте как нерадиоактивные отходы. К настоящему времени на промышленной установке получено около 1000 т нерадиоактивного солевого плава. Коэффициент сокращения радиоактивных отходов составил ~ 80.

В дальнейшем возможно использовать полученные соли в качестве сырья для извлечения соединений бора, запасы которого в России практически исчерпаны.

Таким образом, внедрение способа ионоселективной очистки кубовых остатков на Кольской АЭС позволяет не только значительно сократить объемы РАО, направляемых на долговременное хранение, но и использовать ценные компоненты радиоактивных отходов в промышленности.
Использование этой технологии сегодня имеет самое широкое применение.

 

Комплекс переработки жидких РАО на Белоярской АЭС

Белоярская АЭС готовится к строительству комплекса переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Создать объект стоимостью в 2 млрд руб. планируется в 2022 г., ввести в эксплуатацию – к 2024 г. На комплексе будут перерабатывать ЖРО, накопленные во время работы энергоблоков АМБ-100 и АМБ-200, в период вывода их из эксплуатации, а также на энергоблоке БН-600. Отдельный комплекс переработки ЖРО уже построен на четвертом энергоблоке АЭС с реактором БН-800.

Комплекс представляет собой 3-этажное здание 50х50 метров с установками переработки (линиями ионо-селективной сорбции, ионо-обменных смол, цементирования), эстакады и склад.

После операции кондиционирования цементированные ЖРО планируется отправить на захоронение. Первый такой пункт уже принимает отходы – средне- и низкоактивные твердые РАО (3 и 4 класс опасности с периодом полураспада до 31 года) «Уральского электрохимкомбината» и других предприятий в Новоуральске. В настоящее время строится его вторая очередь.

 

Обращение с проблемными ЖРО в Дальневосточном регионе

1 ФГБУН 2 НОЦ Морских международных исследований Россия является лидером по накоплению опыта в области обращения с ЖРО, содержащими морскую воду. Сотрудниками Института химии ДВО РАН и Морского государственного университета им. адм. Г.И. Невельского [Авраменко В.А., 1 Железнов В.В.,  Папынов Е.К.,  Баранникова А.О., Сокольницкая Т.А.] был проанализирован многолетний опыт работы в области обращения с такими ЖРО, являющимися наследием Тихоокеанского флота (ТОФ).

Для одного реактора АПЛ в среднем образуется до 400 м3 жидких и твердых РАО, с объемной активностью 3,7·102–3,7·106 Бк/л. При выводе из эксплуатации одной АПЛ образуется около 400 м3 низкоактивных ЖРО. В среднем общий объем ЖРО от деятельности кораблей с ЯЭУ составляет от 5000 до 14000 м3/год. В 1992 г. на конференции ООН по окружающей среде в Рио-де-Жанейро Россия приняла на себя обязательства по полному запрету сброса радиоактивных веществ в море. 

Без предварительной подготовки технологий обращения с низкоактивными (НАО) и среднеактивными (САО) ЖРО данное решение серьезно обострило экологическую обстановку в регионе. Береговые и плавучие емкости объемом свыше 5000 м3, расположенные в Приморском крае на территории береговой технической базы ТОФ в б. Сысоева и предназначенные для временного хранения ЖРО перед их сбросом в Японское море, были переполнены в короткий срок. Аварийные меры по переработке ЖРО с использованием обратно-осмотических установок «Поток» (ООО «ЭКО-АТОМ», Санкт-Петербург), решали проблему лишь частично. Установки обеспечивали небольшое сокращение объемов ЖРО за счет дистилляции, при этом в остатках происходило увеличение как солесодержания, так и концентрации радионуклидов.

Кубовые остатки и основная часть ЖРО передавались на хранение в б. Сысоева вплоть до ввода в эксплуатацию специализированного судна по переработке ЖРО ПЗО-500 «Ландыш» на ДВЗ «Звезда» в 2002 г. Но и эта установка, основанная на мембранных технологиях с выпариванием солевых концентратов и их последующим цементированием, не способна была решить проблему накопления ЖРО окончательно, несмотря на то, что ее мощности были рассчитаны на переработку 7000 м3 ЖРО в год. Сложность заключалась в ограничениях по химическому составу отходов (соленость) и удельной активности (не более 1·105 Бк/л), отсутствии мобильности установки и большом расходе жидкого топлива. С 1993 г. к поиску подходов в обращении с ЖРО, в том числе содержащих морскую воду, были привлечены дальневосточные ученые. Задача включала очистку ЖРО от долгоживущих радионуклидов с получением ТРО долговременного хранения и очищенных вод с остаточным содержанием радионуклидов ниже уровней вмешательства, допускающим их безопасный слив в окружающую среду. 

Сложность очистки ЖРО, содержащих морскую воду, определяется тремя факторами:

 - солесодержанием (какое количество морской воды с солесодержанием около 30 г/л содержит данный тип ЖРО);

- радионуклидным составом (имеются ли в составе данного типа отходов трудноизвлекаемые радионуклиды, такие как 90Sr);

- исходной удельной активностью.

Радионуклидный состав ЖРО, находящихся на хранении в Дальневосточном регионе, не отличается разнообразием. Накопленные в результате эксплуатации и утилизации АПЛ отходы прошли длительную выдержку, в них отсутствуют короткоживущие радионуклиды. Основную часть составляют продукты деления урана и нейтронной активации конструкционных материалов. В наибольшей степени присутствуют радионуклиды 134,137Cs, 90Sr, 60Co, 54Mn и др. Некоторый вклад в общую активность ЖРО вносит уран (233U, 235U, 238U). При достаточно малом количестве морской воды в ЖРО (10% и менее) возможно применение обычных методов очистки, таких как дистилляция и ионный обмен. При этом общее уменьшение объемов таких ЖРО может достигать десятков раз. Для ЖРО, содержащих более 50% морской воды, применение обычных методов обращения с ЖРО становится проблематичным. Это связано с выпадением нерастворимых осадков сульфатов и карбонатов при концентрировании морской воды выпариванием. При очистке морской воды ионным обменом проблемы возникают из-за малой емкости неселективных ионообменных смол.

По итогам первоначальных исследований ученые ИХ ДВО РАН установили, что наиболее конструктивным подходом к переработке ЖРО, содержащих морскую воду, является применение сорбционных технологий. Сорбция радионуклидов на селективных сорбентах упрощает технологический цикл глубокой переработки ЖРО, при этом коэффициенты редукции РАО могут достигать нескольких тысяч единиц.

Наиболее проблематичными при обращении с ЖРО являются радионуклиды Cs, Sr, Co, Mn и трансурановые элементы,  так как они относятся к высокоэнергетическим, с высокой удельной активностью, а также с длительным периодом полураспада. В случае кондиционирования они способны сильно разогревать компаунды, нарушая целостность и срок службы ТРО. Наличие в морской воде конкурирующих с радионуклидами одно- и двухвалентных катионов Na+, K+, NH4+, Ca2+, Mg2+, многократно снижает селективность сорбентов и в ряде случаев делает очистку практически невозможной.

 

Радионуклиды Cs 

Наибольшей селективностью к радионуклидам Cs на фоне больших концентраций ионов натрия и калия обладают ферроцианидные сорбенты. Для снижения активности высокосоленых растворов в различных технологических операциях могут использоваться разнообразные цеолиты и цеолитоподобные сорбенты. Применяются также селективные фенол- и резорцинформальдегидные смолы, имеющие высокую селективность к радионуклидам Cs в области больших значений рН.

Радионуклиды Sr

Проблема удаление Sr из растворов с высоким содержанием солей жесткости до сих пор до конца не решена. Наиболее перспективными считаются кристаллические силикотитанаты, получаемые методом гидротермального синтеза. Данные материалы обладают большой емкостью по отношению к Ca и Sr и могут быть использованы для очистки ЖРО, содержащих морскую воду. Учеными ИХ ДВО РАН были предложены сорбционно-реагентные системы (СРС) на основе аморфного силиката бария. Селективность таких материалов на порядки выше селективности обычных кристаллических сорбентов и позволяет решать круг задач, недоступных обычным сорбционным и ионообменным технологиям. Сорбция Sr в СРС обусловливается ионным обменом на матрице и соосаждением на осадке. 

Композитные сорбенты такого типа, в которых активный компонент (силикат бария) переводится в гранулированную форму с использованием связующих материалов, могут эффективно очищать морскую воду от 137Cs и 90Sr с высокой скоростью при значительных коэффициентах очистки. 

Радионуклиды переходных металлов (Со, Mn, Zr и т.д.)

Разработана эффективная технология, основанная на соосаждении, например, с гидратированной двуокисью марганца. Задействована сорбционно-реагентная система на основе активированных углеродных волокон и перманганата, дозируемого в морскую воду. Этот подход позволяет организовать очистку в динамическом режиме без использования осадительных емкостей. 

Новые сорбенты и СРС были внедрены в виде технологического модуля сорбционной (пред)очистки для ряда технических проектов на Дальнем Востоке. Сорбенты, предложенные для ЖРО, содержащих 50% морской воды, обеспечивали сокращение объемов РАО при переработке ЖРО до ТРО в 14 раз. 

В установке «Барьер» были применены самые новые сорбционно-реагентные материалы и селективные сорбенты, разработанные в ИХ ДВО РАН. На стадии предварительного снижения γ-активности используются природные цеолиты, полная очистка от радионуклидов Cs происходит на ферроцианидных фильтрах, очистка от радионуклидов Со и трансурановых элементов происходит на сорбционно-реагентных фильтрах с дозировкой в ЖРО перманганата калия. Основной фильтрационный узел, связанный с удалением радионуклидов Sr основан на фильтрах, заполненных сорбционно-реагентным материалом на основе силикатов бария.

На установке «Барьер» за период с 2000 г. по настоящее время полностью переработаны накопленные на Дальнем Востоке России ЖРО различного состава, включая морскую воду и ее концентраты (всего более 5000 м3).

Наиболее успешной для промышленной переработки ЖРО, содержащих морскую воду, является технология селективной сорбции. Сорбционная технология переработки высокосоленых вод сложного химического состава, включая морскую воду, позволяет очищать среднеактивные ЖРО с активностью до 10Бк/л до норм, позволяющих сбрасывать очищенные воды в акваторию (менее 102 Бк/л - по радионуклидам 90Sr, 137Cs, 60Со, менее 0,1 Бк/л - по основным трансурановым элементам). При этом используются ферроцианидные сорбенты и сорбционно-реагентные материалы, производимые ДВЦ «ДальРАО» по технологии, разработанной в Институте химии ДВО РАН.  Предложенные технические и научные решения позволили в десятки раз сократить объемы ТРО, передаваемых на долговременное хранение.


По материалам семинара «Проблемы переработки и кондиционирования радиоактивных отходов» в АНО ДПО «Техническая академия Росатома» подготовила Т.А.Девятова

 

 
Связанные ссылки
· Больше про Обращение с РАО и ОЯТ
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Обращение с РАО и ОЯТ:
Снятие АЭС с эксплуатации: проблемы и пути решения

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 1
Ответов: 3


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 4 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Как сократить объемы ЖРО (Всего: 0)
от Гость на 26/09/2020
МАГАТЭ  опубликовало финальный отчёт о партнёрской проверке в России практики закачки ЖРО под землю. 


https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/IAEA-WAS-RUSweb.pdf


[ Ответить на это ]


Re: Как сократить объемы ЖРО (Всего: 0)
от Гость на 26/09/2020
К сожалению, обзор в основном теоретический, к тому же с массой ляпов и недоговорок. "Осушенные отходы подвергают сухому цементированию, включению в полиэфирные смолы, битумные компаунды и т.д" - что такое сухое цементирование?! К тому же это все относится не к кубовому остатку, а к солевому плаву. Весьма нестабильный продукт, который АЭС пытаются всучить на захоронение без реального отверждения(. Основная технология на всех АЭС - именно упаривание, чего-чего, а дармового тепла там много. Описанные чудо-технологии ни на НВАЭС, ни на ЛАЭС не работают (либо сплошные проблемы, либо еще не построено). "Условно чистый" продукт на КолАЭС после ионоселективной очистки копится, ибо сдать его некуда. Технологии переработки отработанных ИОС в стране отсутствуют до сих пор. Большинство ЖРО на предприятиях ТВЭЛа не чистят, а сливают в шламохранилища или качают под землю (СХК). Осмосы и пр. не имеют глубокого смысла - все равно с концентратом надо что- то делать. А смешение ЖРО с глинопорошком смешно - как это потом фильтровать? Осадительные технологии используют, но в основном для выделения целевого продукта. В "сухом остатке" кроме упаривания и цементирования всё остальное - маленькие нишевые установки


[
Ответить на это ]


Re: Как сократить объемы ЖРО (Всего: 0)
от Гость на 30/09/2020
К данному обзору добавляю свой -Письмо 1 Черепанова А.И. депутатам Госдумы от 9 сентября 2017 года - https://my.mail.ru/mail/owt2012/photo/1521/1548.html
Письмо 2 Черепанова А.И. депутатам Госдумы от 9 сентября 2017 года -  https://my.mail.ru/mail/owt2012/photo/1496/1557.html
Письмо 3 Черепанова А.И. депутатам Госдумы от 11 сентября 2017 года - https://my.mail.ru/mail/owt2012/photo/1595/1645.html
Письмо 4 Черепанова А.И. депутатам Госдумы от 15 сентября 2017 года - https://my.mail.ru/mail/owt2012/photo/1646
Письмо 5 Черепанова А.И. депутатам Госдумы от 19 сентября 2017 года - https://my.mail.ru/mail/owt2012/photo/1724Гидроволновая технология - решит многие проблемы... Но Росатому она не нужна...


[ Ответить на это ]


Re: Как сократить объемы ЖРО (Всего: 0)
от Гость на 13/10/2020
Вызывает сомнение компетентность автора в вопросах ЖРО после такой фразы::::::::::::::Технология переработки ЖРО на КАЭС включает использование установки битумирования. На проектную мощность она была выведена на второй очереди атомной станции в 2015 г. На сегодняшний день битумирование является самым экономически приемлемым способом переработки ЖРО. Принцип работы установки заключается в упаривании жидких отходов и смешивании их с расплавленным битумом до получения однородной смеси — компаунда. Внедрение этой технологии на Калининской АЭС обеспечило снижение образования ЖРО в 10 раз....................


[ Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.10 секунды
Рейтинг@Mail.ru