5.3. Сбор и удаление отходов на аэс
Обеспечение сбора, переработки и захоронения радиоактивных отходов, образующихся на АЭС, является важной задачей при их проектировании и эксплуатации. Радиоактивные отходы нельзя перевести в нерадиоактивное состояние. На АЭС предусматривается переработка отходов с целью максимальной концентрации радиоактивных веществ в минимальном объеме, удобном для длительного и безопасного хранения в специальных хранилищах (могильниках). Пример конструкции приведен на рисунке 84.
Рис.84 Конструкции хранилищ для радиоактивных отходов:
а – для жидких отходов; 1 – емкость; 2 – металлическая облицовка; 3 – железобетон; 4 – страховочное ограждение; 5 – дренажное устройство для контроля за плотностью емкости; б – для твердых отходов; 1 – 3 – отсек отходов малой, средней и высокой активностей; 4 – газоотводная труба
Хранилища радиоактивных отходов выполняют надземными или подземными. Их строят на расстоянии не менее 50 м от водопровода и не менее 500 м от открытых водоемов. Места расположения выбирают таким образом, чтобы уровень грунтовых вод был ниже дна не менее чем на 4-5 м.
Источником радиоактивных отходов является вода (теплоноситель), а также сточные бытовые воды. Переработка заключается в очистке и выпаривании
Схема очистки и обработки жидких отходов приведена на рис. 85.
. На хранение направляются пульпа и кубовый остаток.
Для хранения и сбора жидких отходов от АЭС применяют специальные хранилища, рассчитанные на длительный срок эксплуатации. Обычно срок эксплуатации составляет 15 лет и выше. Для каждого вида отходов предусматривают раздельные емкости. Емкости в обязательном порядке резервируются. Вместимость резервной емкости (или резервных емкостей) должна быть больше вместимости максимальной емкости в хранилище.
В ходе эксплуатации в емкостях образуется радиоактивный газ, который может быть удален принудительной вентиляцией, с последующей продувкой инертным газом (рис.86).
В целях повышения вместимости могильников, расширения возможности транспортировки отходов к местам захоронения применяют метод, получивший название «отвердение отходов».
Среди возможных способов применяют остекловывание, цементирование и битумирование.
Рассмотрим каждое из них.
Остекловывание позволяет превращать высокорадиоактивные отходы (более 1 Ки/л) в стеклянные блоки и надежно хранить в специальных местах для хранения твердых отходов.
Отвердение цементированием применяют для жидких отходов при низкой радиоактивности (до 10-5 Ки/л). Цементные блоки имеют сравнительно низкую водостойкостьи хранятся в специальных траншеях с гидроизоляцией.
Рис.85. Схема переработки и очистки сточных вод АЭС:
1 – подвод воды от коллектора спецканализации; 2 – промежуточные баки; 3 – погружные насосы; 4 – основные баки; 5 – насосы; 6 – регулятор уровня в выпарном аппарате; 7 – подогреватель; 8 – подвод пара; 9 – выпарной аппарат; 10 – доупариватель; 11 – отвод пара; 12 – отвод конденсата; 13 – отвод пульпы в хранилище; 14, 16 – охладители; 15 – деаэратор; 17 – сборный бак; 18 – насосы очищенной воды; 19, 20 - механические фильтры; 21, 22 – катионитовый и ионитовые фильтры; 23 – контрольные баки; 24 – подача воды в баки чистого конденсата; 25 – сброс воды в коллектор спецканализации
Рис.86. Схема отвода газов из хранилища жидких отходов:
1 – емкости для хранения жидких отходов; 2 – пневматический насос; 3 – подвод воздуха; 4 – теплообменник для охлаждения газа; 5 – сепаратор влаги; 6 – фильтр; 7 – вентиляторы; 8 – отвод газов
Битумирование фиксирует радиоактивные вещества с активностью до 1 Ки/л. Хранение допускается без дополнительных специальных мер.
Общее количество радиоактивных отходов, образующихся за 1 год от реактора, составляет около 150 м3. Для их хранения применяют хранилища, рассчитанные на 15 и более лет эксплуатации. Хранилища при этом проектируют с учетом возможности расширения на весь срок эксплуатации станции. Хранилища оборудуют средствами механизации для загрузки и закрытия отсеков и системами дистанционного пожаротушения.
Для сокращения объемов отходов применяют их прессование, а также сжигание (при малой радиоактивности).