Жидкие радиоактивные отходы (жро)

Жидкие РАО на АЭС образуются при штатной работе энергоблоков за счет протечек теплоносителя, при работе установок поддержания водно-химического режима контуров и установок спецводоочисток, а также при процессах дезактивации оборудования, помещений и спецодежды, в саншлюзах и в радиохимических лабораториях.

Для переработки ЖРО предусмотрены специальные водоочистки (СВО), в которых ЖРО очищаются до уровня, позволяющего использовать полученный в результате очистки дистиллят для производственных нужд. Кроме дистиллята в результате переработки ЖРО образуются остаток высокой активности и радиоактивные газы. Работа установок по переработке жидких радиоактивных отходов приводит и к накоплению вторичных ЖРО: отработавших сорбентов, пульп, а также регенерационных и промывочных растворов, которые требуют переработки.

В процессе эксплуатации АЭС с ВВЭР-1000 имеют место потери борной кис­лоты, составляющие 20-30 т/год на один энергоблок. Это приводит к тому, что содержание солей борной кислоты в ЖРО АЭС с ВВЭР-1000 может составлять до 50 % общего солесодержания.

Приведем некоторые обобщенные данные по суммарному количеству радиоактивных вод, требующих переработки:

-реактор ВВЭР (близкий к реактору Островецкой АЭС) в год 20-30 тыс. кубометров радиоактивных вод в год:

- реактор BWR мощностью 1300 МВт ориентировочно 40-60 тыс. кубометров радиоактивных вод в год.

Практически все зарубежные АЭС с реакторами типов BWR иPWR оснащены системами кондиционирования и иммобилизации (создание условий неподвижности) отходов с последующей упаковкой их в стандартные контейнеры.

Жидкие радиоактивные отходы хранятся на промплощадке АЭС, в хранилище жидких радиоактивных отходов и представляют собой высокоминерализованные растворы с солесодержанием 200-—300 г/л, а также отработанные ионообменные материалы и сорбенты. Их жидкая фаза независимо от типа реактора имеет щелочную реакцию и высокую окисляемость. Химический состав жидких отходов всех АЭС представлен в основном различными солями натрия.

Жидкие радиоактивные отходы ядерного энергоблока проходят предварительную очистку и обработку, затем перерабатываются на установках глубокого выпаривания, после чего отверждаются (иммобилизуются) — включаются в состав связывающих компонентов: битума, цементного раствора, стекла или керамики.

Твердые радиоактивные отходы (тро).

Твердые РАО образуются при работе энергетических установок ядерного энергоблока, в радиохимических лабораториях, при технологических процессах переработки и очистки жидких и газообразных отходов (фильтры, сорбенты, ионообменные смолы, продукты отверждения ЖРО и др.), а также при ремонтах энергоблоков и выводе их из эксплуатации (технологическое оборудование и элементы биологической защиты, датчики контрольно-измерительных приборов (КИП), трубопроводы, инструмент, строительные конструкции, спецодежда и др.). При нормальном режиме работы энергоблока активность ТРО обусловлена наличием тех же радионуклидов. При этом металлические отходы составляют 8—15 % полного объема отходов данной группы.

К среднеактивным ТРО (группа II) могут относиться использованное оборудование для контроля нейтронного излучения, ионизационные камеры, отработавшие фильтры спецвентиляции, демонтированное оборудование, продукты отверждения ЖРО, спецодежда и др.

Высокоактивные ТРО (группа III) — это демонтированные элементы оборудования первого контура, оборудование для контроля нейтронного излучения, битумные или цементные компаунды (результат отверждения концентратов ЖРО), отработавшие ионообменные смолы, зольные остатки установок сжигания ТРО и пр.

Все ТРО на АЭС складируются в специальных помещениях, в которых проводится их сортировка по группам (уровням активности) и категориям. Хранение ТРО осуществляется в специальных хранилищах твердых радиоактивных отходов (ХТРО).

Существующая практика обращения с РАО на АЭС РФ состоит в том, что твердые РАО, а также продукты отверждения ЖРО должны храниться на промплощадке АЭС в течение всего срока эксплуатации станции, времени продленного срока службы энергоблоков и времени, необходимого для вывода их из эксплуатации, т.е. в течение 60—100 лет. Такое хранение РАО рассматривается как временное, предшествующее окончательному их захоронению.