Радиационная защита

Тема 11. Радиоактивные отходы.

Классификация радиоактивных  отходов. К радиоактивным отходам (РАО) относят вещества в газообразном, жидком и твердом отвержденном) агрегатном состоянии, непригодные к дальнейшему использованию и содержащие радионуклиды в количестве, превышающем установленное действующими нормами и правилами. На всех этапах обращения с РАО (включая хранение и захоронение) необходимо сводить к минимуму загрязнение окружающей среды и облучение населения. Эти факторы радиационного воздействия зависят от физико-химического и радионуклидного состава РАО (присутствие плутония и трансурановых элементов требует специальных мер хранения), периода полураспада, а также удельной (объемной) активности. Последнюю характеристику используют для простейшей классификации газообразных и жидких РАО

Рассмотрим требования к обращению  с отходами АС, содержащими радиоактивные  вещества [  ].

Радиоактивные отходы по агрегатному  состоянию подразделяются на жидкие, твердые и газообразные.

К жидким радиоактивным отходам относятся не подлежащие дальнейшему использованию органические и неорганические жидкости, пульпы и шламы, в которых удельная активность радионуклидов более чем в 10 раз превышает значения уровней вмешательства при поступлении с водой, приведенные в приложении П-2 НРБ-99 [24].

К твердым радиоактивным  отходам относятся отработавшие свой ресурс радионуклидные источники, не предназначенные для дальнейшего использования материалы, изделия, оборудование, биологические объекты, а также отвержденные жидкие радиоактивные отходы, в которых удельная активность радионуклидов больше значений, приведенных в приложении П-4 НРБ-99, а при неизвестном радионуклидном составе удельная активность больше:

- 100 кБк/кг – для источников  бета-излучения;

- 10 кБк/кг – для источников альфа-излучения;

- 1.0 кБк/кг – для трансурановых  радионуклидов. 

К газообразным радиоактивным  отходам относятся не подлежащие использованию радиоактивные газы и аэрозоли, образующиеся при производственных процессах с объемной активностью, превышающей ДОА, значения которой приведены в приложении П-2 НРБ-99.

Жидкие и твердые радиоактивные  отходы подразделяются по удельной активности на 3 категории (таблица 27). В случае, когда по приведенным характеристикам радионуклидов таблицы 27 отходы относятся к разным категориям, для них устанавливается наиболее высокое значение категории отходов.

Для оперативного контроля и предварительной  сортировки твердых отходов, образующихся при работе АС, рекомендуется использование критериев по уровню радиоактивного загрязнения (таблица 28) и по мощности дозы гамма излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности [43, 45]:

- низкоактивные – от 10-3 мЗв/ч  до 0,3 мЗв/ч;

- среднеактивные – от 0,3 мЗв/ч  до 10 мЗв/ч;

- высокоактивные – более 10 мЗв/ч.

Таблица 27. Классификация жидких и  твердых радиоактивных отходов

Категория отходов	Удельная активность, кБк/кг
	бета-излучающие нуклиды	альфа-излучающие нуклиды (исключая трансурановые)	трансурановые радионуклиды
Низкоактивные	менее 103	менее 102	менее 101
Среднеактивные	от 103 до 107	от 102 до 106	от 101до 105
Высокоактивные	более 107	более 106	более 105

Таблица 28. Классификация твердых  радиоактивных отходов по уровню радиоактивного загрязнения

Категория отходов	Уровень радиоактивного загрязнения, част/(см2*мин)
	бета-излучающие нуклиды	альфа-излучающие нуклиды (исключая трансурановые)	трансурановые радионуклиды
Низкоактивные	от 5*102 до 104	от 5 до 103	менее 102
Среднеактивные	от 104 до 107	от 103 до 106	от 102до 105
Высокоактивные	более 107	более 106	более 105

Сбор радиоактивных отходов  в организациях должен производиться  непосредственно в местах их образования отдельно от обычных отходов с учетом:

- категории отходов;

- агрегатного состояния (твердые,  жидкие);

- физических и химических характеристик;

- природы (органические и неорганические);

- периода полураспада радионуклидов,  находящихся в отходах (менее 15 суток, более 15 суток);

- взрыво- и огнеопасности;

- принятых методов переработки  отходов.

При проектировании и эксплуатации АС необходимо обеспечивать условия, при  которых образуется минимально-возможное  количество радиоактивных отходов [1, 42, 43].

На АС должны предусматриваться  раздельные канализации хозяйственно-фекальная, производственно-ливневая и специальная, предназначенная для сбора, транспортировки  и переработки ЖРО. Хозяйственно-фекальная  канализация должна предусматриваться отдельно, как правило, для зоны свободного режима и зоны контролируемого доступа [45].

Душевые воды должны направляться от санпропускников в контрольные  баки для радиометрического контроля. Воды, не относящиеся по активности радионуклидов к радиоактивным отходам, подлежат сбросу в хозяйственно-фекальную канализацию промплощадки АС, а воды, относящиеся к радиоактивным отходам - в спецканализацию.

Трубопроводы спецканализации  жидких слабоактивных сред допускается  укладывать непосредственно в грунт, но выше уровня грунтовых вод, а при прокладке в водонасыщенных грунтах их укладывают в каналах или лотках.

Трубопроводы вод спецканализации  других жидких средств активностью  от 10⁵ Бк/л и выше должны прокладываться в железобетонных каналах или лотках, конструкция которых исключает проникновение вод из них в грунт или нижележащие помещения и допускает дезактивацию внутренних поверхностей. Протечки, попадающие в каналы и лотки, следует собирать в конце линии спецканализации и в приемную гидроизолированную емкость Смотровые колодцы на линиях спецканализации должны иметь устройства для обнаружения, сбора и удаления возможных протечек. Вокруг колодцев следует предусматривать планировочную отсыпку, превышающую на 0,3-0,5 м естественную поверхность земли и покрытие асфальтом.

Не допускается сброс из специальной  канализации в водоемы, поглощающие  ямы, колодцы, скважины, на поверхность  земли, а также в систему хозяйственно-фекальной  и производственно-ливневой канализации [47].

Сбор ЖРО для временного хранения должен осуществляться в специальные емкости. Горючие ЖРО должны собираться отдельно.

Пульпы ионообменных смол, перлита  и активированного угля должны собираться в отдельные емкости.

Хранилища должны быть оборудованы  резервными емкостями для приема ЖРО.

Конструкция емкостей для сбора и временного хранения ЖРО должна исключать возможность утечки радиоактивных растворов в грунт и попадания их в подземные воды. Они должны иметь надежную гидроизоляцию, например, банка в банке, с обеспечением удаления протечек из поддонов, оборудованных автоматической сигнализацией наличия уровня жидкости. Емкости должны иметь дублированный контроль за уровнем в них воды и пульпы, устройства для взятия проб с различной глубины, систему перекачки растворов и пульпы из одной емкости и на переработку, а также вентиляцию, присоединенную к системе газовых сдувок, находиться под разрежением. Наблюдательные скважины в окружении хранилищ жидких радиоактивных отходов должны располагаться на расстоянии 5-10 м от здания. Необходимость заложения более удаленных скважин определяется в каждом случае в зависимости от гидрогеологических условий и наличия радиоактивного или химического загрязнения в пробах воды, отобранных из ближайших наблюдательных скважин [48].

Направление потоков  грунтовых вод в районе размещения ХЖО и места размещения наблюдательных скважин должно изучаться на стадии проекта. Представительность проб, отбираемых в наблюдательных скважинах, должна быть обоснована в проекте.

Образующиеся на АС жидкие радиоактивные отходы подлежат переработке с целью перевода их в формы, пригодные для транспортировки и захоронения.

Горючие ЖРО должны сжигаться в установках сжигания этих отходов с очисткой образующихся газов от радиоактивных и других вредных веществ.

Требования к временному хранению и транспортировке радиоактивных сред должны быть аналогичны требованиям, предъявляемым к хранению и транспортировке радиоактивных отходов, соответствующего уровня радиоактивного загрязнения и должны быть обоснованы в проекте.

Твердые радиоактивные отходы временно хранятся в хранилищах твердых радиоактивных отходов (ХТРО), оборудованных механическими устройствами загрузки и выгрузки отходов. Отсеки ХТРО должны быть оборудованы вентиляцией, системами пожаротушения и пожарной сигнализацией, иметь гидроизоляцию.

Транспортировка радиоактивных отходов в пункты захоронения производится на специально оборудованных транспортных средствах при наличии санитарно-эпидемиологического заключения о соответствии условий и способов транспортировки санитарным правилам.

Перед окончательным удалением твердые радиоактивные отходы должны быть переведены в формы, обеспечивающие предотвращение распространения радионуклидов в окружающую среду.

При проектировании и организации  работ, связанных с образованием ТРО, должен производиться прогноз  состава и количества образующихся ТРО.

Для транспортировки контейнеров  с ТРО внутри производственного  здания должны использоваться штатные  и специально предусмотренные проектом средства механизации подъемно-транспортных операций [34-36].

Перед отправкой к месту обработки, хранения или захоронения контейнеры с ТРО должны проходить радиационный контроль, в случае необходимости должна производиться обмывка наружных поверхностей контейнера в узле мойки.

Должен производиться учет вывозимых  ТРО в соответствующем журнале  и составляться сопроводительная документация.

Для сортировки и комплектования ТРО  по видам и группам контейнеры, применяемые для ТРО, должны иметь  маркировку и снабжаться надписями.

Для маркировки контейнеров должны применяться следующие цвета:

для ТРО I группы - белый;

для ТРО II группы - голубой;

для ТРО III группы - красный.

Контейнеры, предназначенные для  ТРО, должны снабжаться следующими надписями:

- "на сжигание"

- "на прессование",

- "на захоронение".

Согласно [21, 22], отходы, содержащие натрий, перед отправкой их из главного корпуса должны переводиться в пожаробезопасное состояние посредством затаривания в контейнеры разового использования с заполнением пустого пространства контейнера огнегасящими составами.

Нерадиоактивные промышленные отходы АС, подлежащие дальнейшему использованию и/или размещению вне территории промплощадки, подлежат радиационному контролю.

Отработавшее  ядерное топливо. Химическая переработка.

3.3.1. Радиохимическая переработка  отработавшего топлива

Исследования по регенерации отработавшего топлива АЭС начаты в СССР одновременно с сооружением в 1954 г. Первой в мире АЭС (г. Обнинск). На основе опытов с отработавшим топливом этой АЭС, проведенных в защитных камерах, уже в середине 50-х годов были определены принципиальные особенности наиболее перспективной технологической схемы переработки, включающей: механическую рубку твэлов, избирательное растворение топлива в азотной кислоте (с отделением нерастворившихся кусков оболочки), экстракцию U и Рu трибутилфосфатом, разделение этих элементов на основе их различной способности к восстановлению, выделение конечных продуктов, очищенных от продуктов деления и неактивных примесей, в виде известных малорастворимых соединений.

Рисунок 22 – Принципиальная схема  замкнутого  топливного цикла.

В 60-х годах принятая схема отрабатывалась на опытных установках различного масштаба, разрабатывались и испытывались оборудование и средства контроля всех ее стадий, подробно исследовались  физико-химические основы процессов. В результате были накоплены все необходимые научно-технические данные, позволившие создать в СССР промышленную регенерацию отработавшего топлива АЭС с реакторами на тепловых нейтронах в объеме, обеспечивающем потребности развивающейся атомной энергетики страны [27].

Возвращение регенерированного U топливный цикл (рис. 22) позволяет снизить нагрузку на рудодобывающую часть топливного цикла и на заводы по разделению изотопов. Выделение плутония, образующегося в тепловых реакторах, обеспечивает принципиальную возможность самообеспечения и расширенного воспроизводства делящихся материалов в быстрых реакторах. На переходном этапе от тепловых реакторов на обогащенном ²³⁵ U к быстрым реакторам использование ²³⁹Рu быстрых реакторов также позволяет сократить затраты в рудопереработке и разделительных производствах и вовлечь в топливный цикл уран, обедненный по изотопу ²³⁵ U.