Носовский А.В. Вопросы дозиметрии и радиационная безопасность на атомных электрических станциях

Подождите немного. Документ загружается.

радионуклидов, таких как

Kr,

Ar и др., а также радионуклиды с большим периодом

полураспада и большой биологической активностью, такие как

137

Cs,

Sr.

Следующим защитным барьером является полностью замкнутая система трубопроводов

первого контура, не допускающая поступление радионуклидов в помещения АЭС.

Накоплению радиоактивных продуктов в теплоносителе препятствует система постоянной

очистки, так называемая система байпасной очистки 1 контура.

В результате нарушения герметичности задвижек или других устройств первого контура,

радиоактивные вещества с протечками могут попадать в помещения АЭС. И затем, за счет

выхода газообразных радионуклидов, загрязнять воздух и образовывать загрязненные

радионуклидами трапные воды. Однако и в этом случае, их выходу во внешнюю среду

препятствует следующий защитный барьер.

Все газообразные радионуклиды собираются системами вентиляции станции и

направляются на специальные установки очистки, и только после очистки до допустимых

уровней содержания радионуклидов они могут поступать во внешнюю среду.

Загрязненные трапные воды также собираются, очищаются и возвращаются в

технологический цикл, или очищенные до нормативных безопасных уровней сбрасываются

во внешнюю среду.

РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ АЭС

Радиоактивные отходы (РАО) — неиспользуемые жидкие и твердые вещества или

предметы, образующиеся в результате деятельности учреждения, общая активность, удельная

активность и радиоактивное загрязнение поверхностей которых превышает уровни,

установленные действующими нормативными документами.

Любая деятельность в сфере обращения с радиоактивными отходами на Украине

регулируется Законом Украины "Об обращении с радиоактивными отходами". В соответствии

с данным Законом обращение с радиоактивными отходами — деятельность, связанная со

сбором, переработкой, транспортировкой, хранением и захоронением радиоактивных

отходов.

Сбор радиоактивных отходов осуществляется силами и средствами учреждения, в

котором образуются радиоактивные отходы, отдельно от обычного мусора и строго раздельно

с учетом:

• физического состояния (твердые, жидкие);

• происхождения (органические, неорганические, биологические);

• периода полураспада радионуклидов, находящихся в отходах (до 15 суток,

более 15 суток);

• взрыво-и огнеопасности (опасные, безопасные).

Система обращения с радиоактивными отходами должна включать в себя сбор отходов,

временное их хранение, переработку, удаление и захоронение. Должны назначаться лица,

ответственные за сбор и передачу на захоронение радиоактивных отходов в учреждении,

которые обязаны вести учет радиоактивных отходов. На каждую партию радиоактивных

отходов, передаваемых на захоронение, необходимо оформлять паспорт.

Контейнеры для радиоактивных отходов должны быть типовыми. Размер и конструкция

контейнеров определяется типом и количеством радиоактивных отходов, видом и энергией

излучений радионуклидов. Внутренние поверхности контейнеров для многократного

использования должны плавно сопрягаться, быть гладкими, выполненными из

слабосорбирующего материала, допускающего обработку кислотами и специальными

растворами, и иметь достаточную механическую прочность. Контейнеры должны

закрываться крышками. Конструкция контейнеров должна быть такой, чтобы была возможна

их механизированная погрузка и выгрузка. Мощность дозы излучения на расстоянии 1 метр

от сборника с радиоактивными отходами допускается не более 10 мбэр/ч.

Транспортировка, переработка и захоронение радиоактивных отходов производится

пунктами захоронения радиоактивных отходов (ПЗРО) или специализированными

комбинатами.

Хранение радиоактивных отходов — размещение РАО в объекте, в котором

обеспечивается изоляция от окружающей природной среды, физическая защита и

радиационный мониторинг, с возможностью последующего извлечения, переработки,

транспортировки и захоронения. На АЭС хранение жидких и твердых РАО осуществляется

соответственно в хранилищах жидких отходов (КЖО) и хранилищах твердых отходов (XTO).

Хранение РАО может осуществляться как по месту образования РАО, так и по месту

переработки и захоронения РАО.

Захоронение радиоактивных отходов — размещение РАО в объекте, предназначенном

для обращения с РАО без намерения их использования.

Захоронение РАО во временных ПЗРО, как правило, запрещается. Но в отдельных

случаях допускается захоронение РАО во временных могильниках. Таким примером может

быть захоронение РАО в процессе ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС

в 1986 году. Извлечение РАО из временных могильников зоны отчуждения ЧАЭС, их

переработка и захоронение являются актуальной проблемой до настоящего времени.

Степень радиационной опасности при сборе, транспортировке, переработке и захоронении

радиоактивных отходов зависит от следующих основных факторов:

• величины активности;

• вида и энергии излучения;

• степени токсичности радиоактивных веществ, со держащихся в отходах;

• периода полураспада радионуклидов;

• физического состояния отходов (жидкие, твердые);

• вида и состояния тары.

TPO и ЖРО, содержащие короткоживущие нуклиды с периодом полураспада

до 15 суток, выдерживают в течение времени, обеспечивающего снижение активности до

безопасных уровней, а затем удаляют как обычный мусор на организованные свалки,

а ЖРО — в хозяйственно-бытовую канализацию при обязательном радиационном контроле.

Отработанное ядерное топливо АЭС, которое не подлежит переработке, после

соответствующей выдержки хранится в специальных хранилищах отработанного ядерного

топлива (ХОЯТ), оборудованных техническими средствами извлечения топлива из этого

хранилища.

На протяжении всего времени хранения или захоронения РАО регулярно осуществляется

контроль за их состоянием, радиационной обстановкой в хранилищах и окружающей

природной среде.

В необходимых случаях для учреждений устанавливаются допустимые сбросы

радиоактивных веществ в поверхностные водоемы.

В хозяйственно-бытовую канализацию допускается сброс радиоактивных сточных вод с

концентрацией, превышающей ДК

ingest

для воды не более чемв 10 раз, если

обеспечивается

их десятикратное разбавление нерадиоактивными сточными водами в коллекторе данного

учреждения, а суммарный сброс радиоактивных веществ в водоем не превысит

установленного

допустимого уровня. При малых количествах жидких радиоактивных отходов (менее 200

л),

а также при невозможности их разбавления, отходы должны собираться в специальные

емкости для последующего удаления и захоронения.

При удалении сточных вод непосредственно из учреждений или общегородской

канализации в открытые водоемы концентрация радиоактивных веществ в сточных

водах у места спуска их в водоем не должна превышать допустимой концентрации

ДК

ingest

для воды.

Запрещается удаление жидких радиоактивных отходов в поглощающие ямы, колодцы,

скважины, на поля орошения, поля фильтрации, в системы подземного орошения.

Газообразные радиоактивные выбросы

Наиболее значительную роль в формировании радиационной обстановки в районе

размещения АЭС играют инертные радиоактивные газы (ИРГ) и изотопы йода. В целом, в

состав газообразных радионуклидов осколочного происхождения входят: 18 изотопов

криптона, 15 изотопов ксенона и 20 изотопов йода. С точки зрения радиационной

опасности

для населения, наибольшее значение имеют радионуклиды криптона, ксенона и йода.

Кроме

этих нуклидов весьма значительную роль играют аэрозольные выбросы изотопов

стронция - 89, 90 и цезия - 134, 137, которые являются продуктами распада газообразных

нуклидов.

Механизм выхода летучих радиоактивных веществ в окружающую среду из

технологического цикла АЭС с реакторами ВВЭР и РБМК имеет ряд различий. Основным

путем поступления газо-аэрозольных выбросов в окружающую среду от реакторов ВВЭР

являются дегазация и испарение воды теплоносителя первого контура. Вода насыщается

радиоактивными веществами в результате активации (

Ar) и непосредственного

ее

контакта с негерметичными оболочками ТВЭЛов (изотопы I, С, Kr, Xe, Sr, Ce, Ru).

Непосредственным источником поступления в атмосферный воздух летучих

радиоактивных

веществ (в особенности

H) от реактора ВВЭР является вентиляционная система

герметичных

помещений первого контура и самого реактора.

Нуклидный состав газообразных выбросов АЭС с РБМК, в основном определяется

газа-

ми, поступающими с эжекторов турбины — это радионуклиды продуктов деления (радио-

нуклиды криптона и ксенона). Кроме этого, в состав газообразного выброса входит газ

активационного происхождения — Ar, образующийся в газовом контуре и циркуляцион-

ных трубопроводах и баках контура охлаждения СУЗ. Активность и нуклидный состав

крип-

тона и ксенона зависит, вообще говоря, от радиационного состояния активной зоны

реактора,

а активность Ar — от мощности реактора. При длительной работе реактора на мощности

радиационное состояние его активной зоны стабилизируется и при реализации

оптимального

управления радиационным состоянием поддерживается практически на одном уровне.

Это

значит, что нуклидный состав газообразных продуктов деления также стабилизируется и

мало меняется в условиях нормальной эксплуатации реактора.

Радионуклиды йода присутствуют в выбросе в трех физико-химических формах:

• в аэрозольной, т.е. это радионуклиды, сорбированные на аэрозольных частицах;

• в газообразной, где основную массу составляет молекулярный йод (I

);

• в виде органического соединения — йодистого метила (CH

I). трудно сорбируемого и

обладающего высокой проникающей способностью через фильтры.

Йод, как продукт деления, образуется в атомарном виде, но в теплоносителе КМПЦ уже

присутствует во всех формах. В выбросе нормально функционирующих АЭС соотношения

между формами йода следующие:

• аэрозольная 1 — 2%;

• молекулярная 40 — 50%;

• органическая 50 — 60%.

Изотопный состав йода представлен

131

I и

133

I, причем доля их в выбросе примерно

оди-

накова (см. табл. 11.3).

Таблица 11.3.

Нуклидный состав йодных выбросов

Чернобыльской АЭС

Точка контроля Йод-131 (%) Йод- 133 (%)

BT-1 (1-я очередь) 48 52

ВТ- 2 (2-я очередь) 58 42

Изотопный состав аэрозолей долгоживущих нуклидов (ДЖН) в выбросе, в общем, пред-

ставлен 20 — 25-ю радионуклидами. Среди них можно выделить 7 — 10 нуклидов, имею-

щих повышенную по сравнению с другими объемную активность, вклад этих радионуклидов

в суммарную мощность выброса представлен в табл. 11.4.

Таблица 11.4

Нуклидный состав выбросов ДЖН ЧАЭС, %

Радионуклид Вклад, % Радионуклид Вклад, %

Йод-131 10 — 30 Марганец-54 1.5 — 2,5

Хром-51 35 — 55 Железо-59 0,8 — 1,6

Кобальт-60 2,5 — 4,5 Цезий-137

5—7

Кобальт-58 1,3 — 2,3 Цезий- 134 3 — 5

Радионуклиды продуктов деления по номенклатуре и активности присутствуют в соста-

ве ДЖН в количестве, зависящем от того, каково радиационное состояние активной зоны

реактора, то есть сколько и с какими дефектами эксплуатируется негерметичных ТВЭЛ в

активной зоне. Радионуклиды продуктов коррозии накапливаются в теплоносителе в зависи-

мости от сроков работы АЭС.

Третьим важным источником радиоактивных выбросов АЭС с реакторами РБМК являются

активированные и насыщенные летучими осколочными продуктами деления газы, которыми

продувается графитовая кладка реактора.

Химические формы газо-аэрозольных выбросов АЭС разнообразны: ИРГ поступают в

атмосферу в своих молекулярных формах; тритий в виде

HHO,

HH,

;

C — в виде

CO; изотопы йода — в форме метил-йодида и других простых органических

соединений, а также в форме I и I

;

89-90

Sr,

131,137

Cs,

144

Ce — в виде сульфатов, нитратов,

хлоридов, карбонатов; изотопы плутония — в виде нерастворимой окиси PuO

и растворимого

Pu(NO

)

, адсорбированных на частицах размером 0,2-0,8 мкм.

Все парогазовые и аэрозольные выбросы АЭС проходят систему очистки (в частности,

выдерживаются определенное время в газгольдерах (камеры выдержки) для распада

короткоживущих радионуклидов) или очистку на специальных установках подавления

активности (УПАК).

Для очистки вентиляционного воздуха от аэрозолей, в составе вентсистем на АЭС,

предусматриваются фильтровальные станции. Это блоки с различными адсорбирующими

фильтрами (угольными, аэрозольными). Эффективность очистки на таких фильтрах довольно

высока, например эффективность аэрозольных фильтров типа ДКЛ—23 составляет 90 —

95%.

Кроме рассмотренных выше радионуклидов, в выбросах АЭС присутствуют также

изотопы трития — сверхтяжелого водорода, и углерода 14.

Тритий, содержащийся в воздушных выбросах и водяных сбросах АЭС, входит в состав

паров воды и практически беспрепятственно проходит системы очистки. Радиобиологическая

роль трития определяется его химическими свойствами, которые полностью соответствуют

обычному водороду, в результате чего тритий может входить в состав любых органических

и неорганических соединений. Поскольку период полураспада трития довольно

велик

(12,26 года), он мог бы представлять серьезную радиационную опасность если бы не являлся

очень мягким бета-излучателем ( средняя энергия бета-излучения трития составляет

5,8 кэВ) Доля трития, выбрасываемого в атмосферу АЭС с реактором ВВЭР-1000,

составляет 32% от его общего поступления в окружающую среду АЭС (остальное количество

H содержится в жидких сбросах). Средняя концентрация изотопа в воздушном выбросе

реактора данного типа — 1 — 2 Бк/л. Для реакторов РБМК эти показатели в 10 — 100 раз

ниже.

С — также биогенный элемент, который может участвовать в биохимических и

биологических процессах, наряду со своим стабильным изотопом. Его излучение (чистый

бета-излучатель, со средней энергией 54 кэВ) не представляет серьезной радиационной

опасности. Однако, благодаря своему большому периоду полураспада (5730 лет),

углерод-14 может накапливаться и, в связи со своей биологической активностью, имеет важное

значение.

С образуется в естественных условиях в верхних слоях атмосферы в

результате

взаимодействия космических нейтронов с азотом воздуха. На АЭС он образуется в результате

активации

С,

N, и

О. Основная масса

С удерживается в месте его

образования, в

активной зоне, и за ее пределы не поступает, и АЭС не играют существенной роли, как

источник

C. В связи с тем, что большие количества

C образовывались при ядерных

испытаниях, а также при переработке облученного ядерного топлива, в настоящее время во

всем мире проводится контроль его содержания в объектах внешней среды, однако допустимых

норм его содержания в выбросах АЭС не установлено.

Жидкие радиоактивные отходы

Технологический процесс на атомной электростанции сопровождается образованием

жидких отходов. Для поддержания необходимого водно-химического режима

теплоносителя

и снижения его радиоактивности, часть теплоносителя постоянно подвергается очистке на

специальных фильтровальных установках. На АЭС с кипящими реакторами постоянной

очистке подвергается и конденсат. В качестве фильтрующих материалов применяются

специальные ионообменные смолы и перлигы. Регенерационные воды этих фильтров, а также

пульпы отработанных смол и перлита, являются жидкими радиоактивными отходами. Кроме

того, выполнение требований обеспечения радиационной безопасности и санитарии (уборка

помещений, стирка спецодежды, мытье в душевой и т.д.) также приводит к образованию

жидких радиоактивных отходов.

Жидкие радиоактивные отходы (ЖРО), образующиеся на АЭС, считаются

радиоактивными, если содержание радионуклида в них превышает допустимую

концентрацию ДК

ingest

для питьевой воды, а в случае наличия смеси радионуклидов — если

сумма отношений их концентраций к соответствующей ДК превышает единицу.

По объемной активности ЖРО подразделяются на три категории:

• низкоактивные — менее 3.7·10

Бк/л (1·10

-5

Ки/л);

• среднеактивные — от 3,7·10

Бк/л (1 · 10

-5

Ки/л) до 3,7·10

Бк/л (1 Ки/л);

• высокоактивные — более 3.7·10

Бк/л (1 Ки/л).

Основные виды жидких отходов на АЭС:

• трапные воды — сточные воды, образующиеся в результате неорганизованных протечек

теплоносителя, обмывочные воды и растворы дезактивации, стирки и т. д.;

• организованные протечки;

• пульпа отработанного фильтроперлита — намывных механических фильтров

установок

очистки теплоносителя контуров многократной принудительной циркуляции и конденсата;

• пульпа ионообменных смол установок спецводоочистки (теплоносителя и трапных вод);

• регенерационные воды ионообменных фильтров;

• кубовые остатки после переработки трапных вод;

• лабораторные сточные воды.

По своему радиохимическому составу эти воды существенно различаются и, соответст-

венно, отличается технология их переработки. Выбор схемы переработки и удаления отходов

находится в прямой зависимости от многих факторов: характеристика отходов (активность,

агрегатное состояние, радиохимический состав); количество отходов, подлежащих обезвре-

живанию; требуемая степень очистки с учетом санитарных правил; способ окончательного

хранения концентрата (см. рис. 11.3).

Рис. 11.3. Схема очистки жидких радиоактивных отходов на АЭС.

Для переработки жидких радиоактивных отходов на АЭС используют термические,

сорбционные и мембранные методы. Поскольку ни один из известных методов в отдельности

не обеспечивает эффективной очистки, они обычно применяется комплексно. Поэтому система

очистки ЖРО на станции представляет собой целую цепочку различных установок. Наиболее

часто применяются термические и сорбционные методы. Термический метод (дистилляция

или упаривание) производится на специальных выпарных установках, отличается

относительной простотой и эффективностью (К очистки, достигает 10

- 10

). Термический

метод обычно дополняют сорбционные методы — удаление радионуклидов в результате

адсорбции, ионного обмена, адгезии и т.д. Сорбционные установки представляют собой

насыпные или намывные фильтры со специальными ионообменными смолами (типа AB-17-8

или КУ—2-8 и др.). Мембранные способы очистки (использование молекулярных фильтров)

на действующих АЭС в нашей стране применяется недостаточно широко, однако они являются

весьма перспективным методом обработки жидких радиоактивных отходов.

В результате очистки вода очищается от всех примесей, в том числе и радионуклидов,

настолько хорошо, что может быть возвращена обратно в технологический цикл или сброшена

в виде дебалансных вод, активность которых наАЭС с реакторами ВВЭР составляет 2-

40 МБк/

год (10

-4

- 10

-3

Ки/год). Аналогична и величина активности дебалансных вод на АЭС с

РБМК.

На Чернобыльской АЭС применяется установка для очистки трапных вод от солей и

радиоактивных примесей до степени чистоты, позволяющей сбрасывать очищенные воды в

пруд-охладитель или использовать в оборотном цикле. Очистке подвергаются протечки

контура, не поддающиеся организованному сбору и попадающие в трапы спецканализации,

минерализованные воды и растворы от дезактивации оборудования и регенерации

ионообменных смол, частично обмывочные воды помещений, воды спецпрачечной и др.

Очистка трапных вод является многоступенчатым процессом, включающим:

• коагуляцию на гидроокиси железа для удаления солей жесткости, гидроокисей тяжелых

металлов ичастично мыла;

• очистку дистилляцией на трехкорпусной выпарной установке от нелетучих примесей

(соли, продукты коррозии и др.);

•дегазацию для удаления из конденсата выпарной установки инертных радиоактивных

газов (ксенон, криптон) и углекислоты, образующейся из бикарбонатов за счет их разложения

при выпаривании;

• доочистку конденсата выпарной установки фильтрацией на фильтре с активированным

углем от органических примесей и на ионообменных фильтрах от растворимых солей.

Раствор из последнего, третьего, корпуса выпарного аппарата насосами подается в

доупариватель, где происходит его глубокое упаривание. Пар доупаривателя конденсируется

и возвращается в емкость коагулированной воды, а кубовой остаток перекачивается в

емкости ХЖО.

Очищенная вода через фильтр-ловушку направляется в баки чистого конденсата, из

которых после контроля на радиоактивность и солесодержание сбрасывается или пускается

в оборотное водопользование.

В таблице 11.5 представлена характеристика сбросов ЧАЭС, причем необходимо отметить,

что приведенные значения учитывают смыв радионуклидов с территории станции, загрязненной

после аварии 1986 г.

Таблица 11.5

Характеристика жидких сбросов Чернобыльской АЭС (после аварии 1986 г)

Радионуклид

Годовые

регламентируемые

ДС, Ки*

Годовые

регламентируемые

КС, Ки*

Фактический годовой

сброс за 1997 г.,

Ки

Mn 6,7 0,4 _

Co 1

6 0

5 0

134

Cs 1,6 0,7

137

Cs 1,6 1,0 0,68

Sr 1,6 0,3 0,27

* — (ДС) допустимые, (КС) контрольные уровни сбросов в водоем-охладитель ЧАЭС

В дебалансной воде обычно содержится остаточное количество трудно улавливаемых при

очистке продуктов деления, коррозии и активации самой воды. Из них наибольший интерес

представляет не улавливаемый системами водоочистки тритий. Из других радионуклидов

для стоков АЭС весьма актуальны

Co,

Sr,

137

Cs.

Хранение концентратов ЖРО среднего уровня активности на АЭС осуществляется

в виде кубовых остатков и пульп фильтрующих материалов (перлита, ионообменных смол,

активированного угля и др.). Гомогенные (кубовые остатки) и гетерогенные (пульпы)

концентраты хранят раздельно, поскольку последующее обращение (удаление из емкости,

отверждение) с ними неодинаково.

Хранение преследует как минимум две цели: изолировать отходы от окружающей среды

до создания и пуска установок по более надежной локализации — отверждению; выдержать

отходы для распада короткоживущих радионуклидов.

Хранилище жидких отходов представляет собой систему цилиндрических емкостей, как

правило из нержавеющей стали, помещенных в железобетонные колодцы такой же формы для

более надежной изоляции. Объем каждой емкости составляет несколько сот кубометров.

Для случая аварийной протечки емкостей на дне колодцев предусмотрены приямки и системы

откачки протечек из этих приямков.

Количество выделяемого в емкостях тепла при распаде продуктов деления невелико и не

требует обычно организации специального теплоотвода. Необходимость в нем возникает,

как правило, при активности концентратов более 4 · 10

Бк/л. Во избежание накопления в

емкостях взрывоопасных газовых смесей с продуктами радиолиза их вентилируют и

периодически продувают азотом или воздухом.

Емкости обычно заглублены в землю, однако степень заглубления лимитируется уровнем

грунтовых вод. Для исключения проникновения грунтовых вод в ХЖО уровень их должен

быть на 4м ниже дна емкостей. Для исключения контакта с атмосферными осадками

емкости

сверху закрывают гидроизолирующими покрытиями.

Контроль за возможным выходом радионуклидов из емкостей обеспечивают установкой

на расстоянии 5 — 10 м от ХЖО наблюдательных скважин.

Объем хранилищ ранее принимали, исходя из времени их эксплуатации, 20 — 30 лет.

Однако в настоящее время продолжительность хранения жидких отходов определяется

сроком ввода в эксплуатацию систем отверждения.

Хранение ЖРО высокой активности. Состав и свойства жидких отходов высокой

активности обуславливают необходимость их хранения в строго контролируемых условиях.

На свойства отходов существенно влияет энергия, выделяемая в результате распада

радионуклидов. Тепловыделение высокоактивных отходов приводит к тому, что температура

в резервуаре может достигать точки кипения. Считается необходимым поддерживать

температуру при хранении высокоактивных жидких отходов в резервуарах не выше

50 — 60

C в течение всего периода хранения. С этой целью резервуары снабжают специальной

системой охлаждения, для чего используют чаще всего змеевиковые холодильники.

Важным фактором, определяющим условия хранения жидких отходов высокого уровня

активности, является радиолиз составных частей отходов. Сложный химический состав отходов

обусловливает целый комплекс радиационно-химинеских превращений в процессе их хранения.

С точки зрения определения условий хранения наиболее важны процессы, ведущие к

выделению газообразного водорода и появлению твердой фазы. С учетом способности

водорода образовывать взрывоопасные смеси с кислородом воздуха и окислами азота, при

хранении отходов высокого уровня активности, в газовом пространстве резервуара

предусматривают продувку воздухом или инертным газом.

Срок изоляции радиоактивных отходов от окружающей среды определяется наличием

не только долгоживущих радионуклидов, но и вредных для окружающей среды стабильных

химических соединений. С этой точки зрения надежная изоляция должна быть вечной.

Необходимость периодической замены резервуаров и строгого контроля в процессе их

эксплуатации не позволяет признать этот способ хранения приемлемым для постоянного

хранения отходов высокого уровня активности.

Отверждение отходов среднего уровня активности. Концентраты ЖРО после их

переработки должны храниться в течение сотен лет в изоляции от окружающей среды.

Изоляция жидких концентратов обеспечивается их хранением в емкостях из нержавеющей

стали, помещенных в железобетонные отсеки. После гарантированного срока службы емкостей

(около 20 лет) их необходимо освобождать во избежание возможной коррозии материала и

утечки концентратов в окружающую среду. Утечек отходов из емкостей можно избежать

переводом их в не текучее твердое состояние. Простейший вариант перевода в твердое

состояние — получение твердых кристаллов или плава кристаллогидратов (солевого плава)

в виде монолита.

Солевой плав получают в результате переработки кубового остатка на установках

глубокого упаривания (УГУ). Химический состав кубового остатка определяется

химическими компонентами, используемыми на АЭС, а также технологиями переработки

трапных, борсодержащих, душевых вод и воды спецпрачечной.

Кубовой остаток — это щелочной боронитратный солевой раствор с примесями (2 — 3%)

оксалатов, карбонатов, сульфатов и хлоридионов с солесодержанием от 200 до 500 г/л. В

кубовом остатке могут со держаться ионообменные смолы.

Солевой плав получается на УГУ при температуре 125

C и заливается в металлические

контейнеры. Контейнеры выдерживаются не менее 24 часов и после затвердевания солевого

плава и контроля на отсутствие влаги направляются на хранение.

Однако получение солевого плава не устраняет возможности вымывания из отходов

растворимых компонентов, в том числе и радионуклидов, при попадании в него воды из

окружающей среды (грунтовые воды, атмосферные осадки). Чтобы устранить эту

возможность, необходимо концентраты перевести в такую твердую форму, из которой

вымываемость была бы минимальной, исключающей загрязнение открытой гидросети

выше допустимых норм. Обычно для этой цели используются специальные материалы

(связующие), совместимые с компонентами концентрата отходов, обладающие хорошими

гидроизолирующими свойствами и другими характеристиками. Концентраты обезвоживаются