Перевозка оят морским транспортом

Перевозка оят морским транспортом

Перевозка оят морским транспортом
0
9
15.03.2020

Перспективы обращения с РАО на Нововоронежской АЭС

С учетом опыта эксплуатации УИСО на Кольской АЭС, а также современного уровня развития технологий обращения с РАО и существующей в Российской Федерации нормативной базы было принято решение о создании в помещениях пятого блока Нововоронежской АЭС специального комплекса, обеспечивающего максимальную безопасность обращения с ЖРО и способствующего существенному сокращению объема кондиционированных РАО.

Кроме того, на базе помещений и остановленного оборудования первой очереди НВАЭС планируется организовать опытный демонстрационный центр по отработке технологий глубокой дезактивации до допустимых уровней оборудования, помещений, ЖРО и ТРО. Особым направлением исследований будут работы по извлечению и переработке содержимого хранилищ твердых РАО навального типа.

На первой очереди НВАЭС основными направлениями работ по обращению с РАО определены следующие:

  • разработка технологии и оборудования по извлечению и переработке содержимого хранилищ твердых РАО навального типа;
  • внедрение технологии и оборудования по глубокой дезактивации оборудования и помещений зоны ограниченного доступа АЭС;
  • внедрение технологии и оборудования по переработке ЖРО до допустимых уровней мембранными методами;
  • разработка и исследования эффективных методов переработки ИОС, приводящих к существенному (не менее, чем в 10 раз) сокращению их объема;
  • внедрение технологического комплекса плазменной переработки ТРО НВАЭС, обеспечивающего переработку несортированных отходов с включениями металла, стекла, строительных и других негорючих отходов.

Для хранения переработанных отходов могут быть задействованы не используемые по прямому назначению помещения первой очереди.

В качестве основного вида контейнеров для хранения и транспортировки РАО на НВАЭС принят и используется контейнер НЗК-1,5П. Он удобен для размещения большинства видов РАО, хорошо соответствует складским технологиям хранения и полностью готов для транспортировки в пункты окончательной изоляции РАО.

Внедрение технологий и транспортно-технологичес­кой инфраструктуры на НВАЭС позволяет надеяться, что к 2013-2014 годам эта станция будет полностью оснащена оборудованием для кондиционирования РАО, их затаривания, паспортизации, временного хранения и вывозу в пункты захоронения.

Суперпресс Смоленской АЭС

Почему ядерное топливо закапывают, а не уничтожают

Надо понимать, что технологии сейчас и технологии через 50-100 и более лет находятся на совершенно разном уровне. Исходя из этого, есть смысл сейчас не заниматься дорогущей глубокой переработкой радиоактивных отходов. Полностью их вычистить все равно не получится, но зато через десятки и сотни лет промышленности могут понадобиться редкие изотопы, которые люди будущего смогут найти в тех самых хранилищах и могильниках, что мы строим сейчас.

Так захоронили технику в Чернобыле после ликвидации последствий аварии. Вот только минус был в том, что многое растащили на запчасти и теперь зараженные машины ездят по городам.

Также есть возможность того, что в будущем технологии достигнут нового уровня и то, что мы сейчас просто не можем переработать, будет достаточно облить из ведра (конечно, утрировано) и все станет нормально. Пока ученые делают все, что могут, но захоронение и переработка находятся в балансе, а не в стремлении любой ценой переработать как можно больше отходов.

Ситуация в мире

На момент подготовки доклада в мире эксплуатировалось в общей сложности 446 энергоблоков АЭС в 30 странах мира (плюс Тайвань), а ещё 50 атомных энергоблоков находились в стадии сооружения.

Обращение с ОЯТ, которое может подразумевать под собой как переработку с выделением и дальнейшим рециклированием делящихся материалов, так и прямое захоронение ОТВС, является важнейшим аспектом ЯТЦ, влияющим на перспективы развития отрасли в целом.

В связи с этим МАГАТЭ призвало государства, эксплуатирующие АЭС, разработать и внедрить подход «от колыбели до могилы» (cradle to grave), который призван конкретизировать последовательность и технологическую обоснованность шагов по безопасному обращению с ОЯТ.

Что касается прямого захоронения ОЯТ и ВАО в геологических формациях, то многие страны довольно долгое время ведут исследования в этом направлении, однако до сих пор нет ни одного функционирующего объекта, максимум — подземные исследовательские лаборатории.

Основная причина пробуксовки, с точки зрения UxC, это общественное неприятие по принципу NIMBY (not in my backyard, или «не на моём заднем дворе»).

Ближе всего к реализации проекта подобного хранилища подошла Финляндия — единственная страна, имеющая строительную лицензию на подобный объект. Ожидается, что хранилище заработает в 2025 году.

В совокупности из реакторных установок АЭС мира в период 2015-2035 годов ежегодно будет выгружаться около 11,3 тысяч тонн ОЯТ.

К концу 2018 года в совокупности за время эксплуатации из АЭС было выгружено около 422 тысячи тонн ОЯТ.

По меньшей мере, 50 стран мира практикуют временное хранение ОЯТ в ожидании переработки или окончательного захоронения, 80% мировых запасов ОЯТ находятся в США и Западной Европе.

По прогнозам UxC, к 2035 году количество выгруженного ОЯТ составит около 618 тысяч тонн, а его количество в хранилищах- около 450 тысяч тонн.

Общая характеристика

Радиоактивный мусор имеет разнообразную форму, образуется различными способами и различается по свойствам.

Значимые показатели радиоактивного утильсырья:

  • Степень концентрации. Характеристика отражает величину удельной активности (активность элемента, приходящаяся на единицу веса). Чаще используют единицу измерения Ки/Т. Чем выше этот показатель, тем опаснее влияние радиоактивного мусора на окружающую среду и человека в частности.
  • Период полураспада. Отображает длительность распада 50 % атомов в радиоактивном веществе. Чем выше скорость распада, тем больший вред причинит вещество, но и скорее потеряет свою эффективность.

По форме радиоактивные элементы бывают нескольких разновидностей:

  • Газообразная форма (в первую очередь это отходы из систем вентиляции на предприятиях по переработке радиоактивных отходов)
  • Жидкая форма (к примеру, жидкие отходы после переработки использованного топлива – с высокой активностью, потому крайне опасны для окружающей среды)
  • Твердая форма (стеклянные пробирки, колбы, куски стекла из лабораторий и больниц)

Классифицируется радиоактивный мусор по следующим критериям.

По серьезности риска:

  • Удаляемые отходы. Риск возникает при извлечении или применении. Однако этот риск не должен быть выше риска, который может возникнуть при создании и использовании, так называемого, могильника.
  • Особые отходы. Здесь опасная ситуация может возникнуть в случае возможного воздействия радиации, или при извлечении и эксплуатации опасного вторсырья из хранилищ. Эти риски должны быть ниже, чем опасность их закапывания на той местности, где они расположены.

По длительности полураспада радионуклеидных веществ:

  • Долгоживущие отходы.
  • Короткоживущие отходы.

По удельной активности:

  • Со слабой активностью.
  • Со средней активностью.
  • С низкой активностью.
  • С очень низкой активностью.

Это высокоактивные отходы характеризуются содержанием трансурановых радионуклидов с долгим периодом полураспада. Представить степень опасности данных отходов для человека затруднительно.

По агрегатному состоянию:

  • Жидкая форма (жро).
  • Твердая форма.
  • Газообразная форма.

Присутствие в составе ядерных элементов:

  • Присутствие.
  • Отсутствие.

Отдельно выделяются отходы:

  • Мусор, образуемый во время добычи или использования урана.
  • Мусор, появившийся в процессе добывания минеральных ресурсов, не связанных с использованием атомной энергии.
Интересное  Способы очистки сточных вод с использованием химических, биологических и механических средств

Для людей это представляет прямую угрозу, так как продукты распада могут попасть в еду и воду. Последствия могут быть серьезными, вплоть до мутаций, серьезной интоксикации и даже летального исхода.

Для предотвращения данной угрозы всем организациям надлежит использовать в производстве всевозможные фильтры, очистители для минимизации попадания вредных отходов в окружающую среду.

Степень радиационной опасности зависит от нескольких факторов:

  • Массы радиоактивного мусора в биосфере.
  • Силы единовременной полученной дозы радиации, гамма-лучей.
  • Масштабов радиационного загрязнения.
  • Количества людей, подвергшихся излучению.

Опасность отходов, в первую очередь, объясняется их возможностью беспрепятственно проникать в организм человека.

Потому важно купировать их вредное воздействие прямо на месте их возникновения. Также, необходимо устранить возможность попадания токсических отходов в пищевую цепочку людей и животных.

Обработка ядерного мусора

Прежде чем вывозить отработанные материалы на завод по их утилизации и переработке, предприятие, на котором они были произведены, должно их отсортировать и поместить на временное хранение. Только после тщательной упаковки в соответствии с нормами перевозки радиоактивного мусора его увозят на завод.

Завод выбирают в зависимости от вида материалов и обращения с ними. Так, высокоактивные РАО в 95% случаев подвергаются переработке, а в оставшихся 5% их контейнируют и запечатывают в скалах и скважинах. Отходы средней и низкой активности обрабатывают различными способами, которые зависят от их агрегатного состояния:

  1. Газообразные РАО адсорбируют при помощи химических соединений, улавливающих радиацию.
  2. Жидкие (в соответствии с концентрацией соли) — битумируют, остекловывают, контейнируют и цементируют.
  3. Жидкие отходы органического происхождения сжигают в печах, адсорбируют и обрабатывают термохимическими составами.
  4. Твёрдые РАО подвергаются кислотному разложению, плазменному сжиганию, спрессовыванию, плавлению или контейнированию.
  5. Одежду, бытовой мусор, бумагу, металл, которые находились под радиационным воздействием, сжигают в печах, а оставшийся пепел цементируют.

Топливо в активной зоне реактора

Единица ядерного топлива — ТВЭЛ — способна выделять на протяжении долгого времени огромное количество энергии. С такими объёмами не сравнится ни уголь, ни газ. Жизненный цикл топлива на любой АЭС начинается с выгрузки, выемки и хранения на складе ТВС свежего топлива. Когда предыдущая партия топлива в реакторе выгорает, персонал комплектует ТВС для загрузки в активную зону (рабочую зону реактора, где происходит реакция распада). Как правило, топливо перезагружается частично.

Загрузка ТВС в реактор

Полностью топливо закладывается в активную зону только в момент первого запуска реактора. Это связано с тем, что ТВЭЛы в реакторе выгорают неравномерно, поскольку нейтронный поток различается по интенсивности в разных зонах реактора. Благодаря учётным приборам, персонал станции имеет возможность в режиме реального времени следить за степенью выгорания каждой единицы топлива и производить замену. Иногда вместо загрузки новых ТВС, сборки перемещаются между собой. В центре активной зоны выгорание происходит интенсивнее всего.

Производство ядерного топлива

Производство ядерного топлива невозможно представить без газовых центрифуг, которые используются для получения обогащённого урана. После достижения необходимой концентрации из диоксида урана прессуют так называемые таблетки. Их создают при помощи смазочных материалов, которые удаляются во время обжига в печах. Температура обжига достигает 1000 градусов. После этого таблетки проверяются на соответствие заявленным требованиям. Имеют значение качество поверхности, содержание влаги, соотношение кислорода и урана.

Таблетки из диоксида урана

В это же время в другом цехе готовят трубчатые оболочки для тепловыделяющих элементов. Вышеназванные процессы, включая последующие дозировку и упаковку таблеток в оболочечные трубки, герметизацию, дезактивацию, называются фабрикацией топлива. В России созданием тепловыделяющих сборок (ТВС) занимаются предприятия «Машиностроительный завод» в Московской области, «Новосибирский завод химконцентратов» в Новосибирске, «Московский завод полиметаллов» и другие.

Каждая партия топливных сборок создаётся под реактор конкретного типа. Европейские ТВС делаются в форме квадрата, а российские — с шестиугольным сечением. В РФ широко распространены реакторы типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Первые ТВЭЛы для ВВЭР-440 начали разрабатываться с 1963 года, а для ВВЭР-1000 — с 1978 года. Несмотря на то что в России активно внедряются новые реакторы с постфукусимскими технологиями безопасности, по стране и за её пределами функционирует много ядерных установок старого образца, поэтому одинаково актуальными остаются топливные сборки для разных типов реакторов.

Тепловыделяющая сборка ТВС-2M

Например, для обеспечения тепловыделяющими сборками одной активной зоны реактора РБМК-1000 необходимо свыше 200 тысяч комплектующих деталей из циркониевых сплавов, а также 14 млн спечённых таблеток из диоксида урана

Иногда стоимость изготовления топливной сборки может превосходить стоимость содержащегося в элементах топлива, поэтому так важно обеспечить высокую энергоотдачу с каждого килограмма урана

Затраты на производственные процессы в %

Создание тепловыделяющей сборки с ядерным топливом
Изготовление порошка UO2 4,8%
Производство спрессованных таблеток 8,2%
Подготовка стержней для ТВС 9,8%
Загрузка топливных таблеток в стержни 3,7%
Контрольные операции, анализы 8,4%
Утилизация отходов, потери урана 6,4%
Конструкционные материалы (оболочки, сборные детали) 50%
Амортизация 8,7%

Отдельно стоит сказать о топливных сборках для исследовательских реакторов. Они конструируются таким образом, чтобы сделать наблюдение и изучение процесса генерации нейтронов максимально комфортным. Такие ТВЭЛы для экспериментов в сферах ядерной физики, наработки изотопов, радиационной медицины в России производит «Новосибирский завод химических концентратов». ТВС создаются на основе бесшовных элементов с ураном и алюминием.

Производством ядерного топлива в РФ занимается топливная компания ТВЭЛ (подразделение «Росатома»). Предприятие работает над обогащением сырья, сборкой тепловыделяющих элементов, а также предоставляет услуги по лицензированию топлива. «Ковровский механический завод» во Владимирской области и «Уральский завод газовых центрифуг» в Свердловской области создают оборудование для российских ТВС.

Переработка

Переработка ОЯТ в настоящее время также является отработанной промышленной технологией. Существуют четыре крупных перерабатывающих установки, каждая мощностью около 1000 т ТМ ОЯТ – две на заводе Ла Аг во Франции и две в Селлафилде в Великобритании. Пятая установка аналогичного масштаба находится на этапе пусконаладки в Роккашо (Япония). Перерабатывающие заводы меньшей мощности работают в Китае, Индии, Японии и России. Извлеченные из ОЯТ уран и плутоний широко применяются в составе МОКС-топлива в легководных реакторах, особенно во Франции – на сегодняшний день здесь около 15% электроэнергии производится с использованием регенерированного топливного материала.

Несмотря на то, что сооружение двух из этих промышленных перерабатывающих установок было профинансировано в 1980-х годах заказчиками из разных стран, в последние годы только несколько государств заключили новые контракты на переработку на них ОЯТ. Причины этого порой политические, в ряде случаев экономические. Экономика переработки и регенерации ОЯТ легководных реакторов в разных странах различается. Ситуация в стране, обладающей собственными перерабатывающими мощностями, существенно отличается от сложившейся в стране, которая вынуждена покупать такие услуги. Независимо от экономических аспектов, тем не менее, опыт, накопленный при переработке и регенерации ядерных материалов, очень ценен для дальнейшего технологического развития.

Ожидаемый рост атомной энергетики в будущем оживил интерес к переработке и регенерации ОЯТ. Для обеспечения устойчивого развития атомной отрасли необходимым шагом должно стать внедрение реакторов на быстрых нейтронах, которые обеспечивают более эффективное использование урановых ресурсов. Хотя регенерация топливного материала легководных реакторов обеспечит 25%-ную экономию потребления свежего уранового сырья, реальная экономическая польза от переработки возникнет только с развитием реакторов на быстрых нейтронах, которые дадут возможность использовать ресурсы урана, по меньшей мере, в 50 раз эффективнее, чем легководные реакторы. Решение многих проблем по обращению с ОЯТ, следовательно, зависит от того, как скоро и какими темпами пойдет реализация реакторов на быстрых нейтронах. От ответа на первый вопрос зависит ожидаемый срок хранения ОЯТ, от второго – объем ОЯТ, который понадобится для развития программы быстрых реакторов с учетом их размножающей способности.

Интересное  Строительный мусор

Поскольку существенного прорыва в реализации программы быстрых реакторов не ожидается раньше 2040-2050-х годов, для стран, выбравших переработку, стоит промежуточный выбор между долгосрочным хранением ОЯТ и его регенерацией в составе топлива для легководных реакторов. Поскольку есть положительный технический опыт в обоих направлениях, выбор между ними основывается на стратегических и экономических соображениях. Франция, например, регенерирует основную часть своего облученного топлива с использованием полученных материалов в составе МОКС-топлива для легководных реакторов, а отработавшее МОКС-топливо будет храниться до ввода в эксплуатацию реакторов на быстрых нейтронах. Япония также рассматривает вариант регенерации в составе топлива для легководных реакторов, в то время как другие страны, например, Индия и Россия, планируют рециклировать имеющийся плутоний в первом поколении реакторов на быстрых нейтронах.

Нормативные требования

Требования безопасности при перевозках РМ в России предъявляются:

  • к грузу и условиям перевозки с точки зрения ядерной и радиационной безопасности;
  • к грузу и условиям перевозки с точки зрения обеспечения физической защиты или сохранности груза;
  • к организации и обеспечению безопасности движения;
  • к обеспечению аварийной готовности и реагированию в случае аварии.

На рисунке 1 показаны действующие в России правила безопасности и другие нормативно-правовые акты, а также соответствующие им международные документы, сгруппированные по указанным направлениям обеспечения безопасности. Как видим, в целом национальная нормативно-правовая база достаточно полно соответствует международным документам.

Рис. 1. Комплекс требований и система нормативных документов по безопасности перевозок РМ

Прослеживается также значительное соответствие по конкретному содержанию национальных и международных документов. В первую очередь, это касается требований по ядерной и радиационной безопасности. Так, федеральные

Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов НП-053-04 практически полностью соответствуют рекомендациям МАГАТЭ (Правилам безопасной перевозки радиоактивных материалов), требованиям правил, инструкций и других документов по перевозке опасных грузов международных организаций (Международной морской организации, Международной организации гражданской авиации), европейским соглашениям.

Российские правила по физической защите при перевозках РМ содержат более жесткие требования, чем соответствующие международные документы, хотя и те, и другие основаны на одних и тех же системах категоризации ядерных материалов и радиоактивных веществ по потенциальной опасности применения в террористических целях. Кроме того, фактически все транспортные операции с материалами ЯТЦ и некоторыми радиационными источниками, используемыми в промышленности и медицине, осуществляются в режиме так называемых специальных перевозок, что определяет применение дополнительных мер по физической защите.

Конкретных планов смягчения этих требований пока нет, но в то же время необходима их гармонизация с нормами ядерной и радиационной безопасности, системами документации и процедурами обеспечения физической защиты. В настоящее время такая работа ведется в рамках подготовки новой редакции правил физзащиты.

В области обеспечения безопасности движения в основном применяются стандартные требования к транспортному персоналу, режимам движения и другим условиям, действующим при перевозках других опасных грузов. Указанный выше режим «специальных перевозок» предусматривает дополнительные меры и в области обеспечения безопасности движения.

Использование ISO-контейнеров

Нормативные требования по организации готовности и реагирования на аварии при перевозках РМ определяются целым рядом федеральных законов и других нормативно-правовых актов в области использования атомной энергии, гражданской обороны и чрезвычайных ситуаций, аварийного реагирования на транспорте.

Система аварийного реагирования при перевозках РМ является частью общей отраслевой системы предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций ГК «Росатом», входящей в качестве функциональной системы в Единую государственную систему предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций. Порядок и процедуры выполнения работ и обеспечения безопасности регламентируются с учетом рекомендаций МАГАТЭ.

Характеристика и радиационный контроль грузов, перевозимых в УКТН-24000

В универсальных крупнотоннажных транспортных контейнерах УКТН-24000 разрешается перевозка и хранение низкоактивных твердых радиоактивных отходов в виде:

  • металлических элементов оборудования, трубопроводов и т.п. объектов атомной энергетики, промышленности и морских судов;
  • изделий из стекла, керамики, полимеров, резины, строительного мусора, грунта, сорбентов, ионообменных смол, изделий из бумаги, картона, древесины, биологических отходов, помещенных в первичную упаковку (пластикатовые или крафт-мешки);

соответствующих требованиям, предъявляемым  к материалам с низкой удельной активностью II группы (НУА-II) и объектам с поверхностным радиоактивным загрязнением II группы (ОПРЗ-II).

При этом удельная активность радионуклидов в материалах НУА-II не должна превышать значений, приведенных в табл.2, а радиоактивное загрязнение объектов ОПРЗ-II не должно превышать значений, приведенных в табл.3.

Таблица 2. Удельная активность радионуклидов в материалах НУА-II

Радионуклид

Предельно допустимая удельная активность, кБк/г

Калий — 40

9.104

Марганец — 54

1.105

Железо — 59

9.104

Кобальт — 60

4.104

Цинк — 65

2.105

Стронций  90

3.104

Ниобий — 94

7.104

Цирконий — 95

8.104

Рутений — 106

2.104

Цезий — 134

7.104

Цезий — 137

6.104

Церий — 144

2.104

Европий — 154

6.104

Радий — 226

300

Торий — 232

Не ограничено

Уран — 232

100

Уран — 234

600

Уран – 235*

Не ограничено

Уран — 238

Не ограничено

Известно, что присутствуют только бета- или гамма-излучатели

2.103

Известно, что присутствуют альфа- излучатели

9

Нет соответствующих данных

9

*Суммарная активность радионуклида уран-235 в УКТН-24000 не должна превышать 1,2  МБк (15 г).

Таблица 3. Допустимые уровни радиоактивного загрязнения объектов ОПРЗ-II

Вид загрязнения

Уровни радиоактивного загрязнения, Бк/см2

Для бета-, гамма-излучателей, альфа-излучателей низкой токсичности

Для всех другие альфа-излучателей

Нефиксированное радиоактивное загрязнение на доступной поверхности

400

40

Фиксированное радиоактивное загрязнение на доступной поверхности

8.105

8.104

Нефиксированное радиоактивное загрязнение + фиксированное радиоактивное загрязнение на недоступной поверхности

8.105

8.104

Суммарная активность радионуклидов в материалах НУА-II и ОПРЗ-II, загружаемых в контейнер, при выполнении указанных требований по удельной активности и поверхностному загрязнению, ограничивается и контролируется по допустимым уровням излучения, значения которых приведены в табл.4.

Таблица 4. Допустимые уровни излучения и радиоактивного загрязнения контейнера УКТН-24000

Уровни излучения от контейнера, не находящегося в условиях исключительного пользования

≤ 2 мЗв/час (200 мбэр/час) на внешней поверхности контейнера

≤ 0,033 мЗв/час (3,3 мбэр/час) на расстоянии 1 м от внешней поверхности контейнера

Нефиксированное (снимаемое) радиоактивное загрязнение внешней поверхности контейнера

≤ 4 Бк/см2 для бета- и гамма-излучателей и альфа- излучателей низкой токсичности

≤ 0,4 Бк/см2 для всех других альфа-излучателей

Уровень излучения от порожнего контейнера

≤ 0,005 мЗв/час (0,5 мбэр/час) на внешней поверхности контейнера

Радиоактивное загрязнение внутренней поверхности порожнего контейнера

≤ 400 Бк/см2 для бета- и гамма-излучателей и альфа- излучателей низкой токсичности

≤ 40 Бк/см2 для всех других альфа-излучателей

Интересное  Загрязнение гидросферы: виды и пути решения проблемы

Радиационный контроль производится перед загрузкой, при загрузке и после загрузки контейнера путем измерения мощности эквивалентной дозы гамма-излучения от контейнера и поверхностной загрязненности. После каждой перевозки низкоактивных ТРО, необходимо контролировать уровень радиоактивного загрязнения наружной и внутренней поверхности контейнера.

Сухое хранилище

Сухое хранилище ОЯТ

В зале хранения размещаются бетонные модули, а в них — герметичные пеналы с ОЯТ, заполненные азотно-гелиевой смесью. Охлаждает сборки наружный воздух, который самотеком поступает по воздуховодам. При этом не требуется принудительной вентиляции: воздух движется из-за определенного расположение каналов, а отвод тепла происходит за счет конвективного теплообмена. Принцип тот же, что у тяги в камине.

Хранить ОЯТ сухим способом значительно безопаснее и дешевле. В отличие от «мокрого» хранилища здесь нет расходов на водоснабжение и водоподготовку, не нужно  организовывать циркуляцию воды. Объект не пострадает при потере электропитания, да и от персонала не требуется никаких действий, кроме собственно загрузки топлива. В этом смысле создание сухой технологии — огромный шаг вперед. Однако полностью отказаться от водоохлаждаемого хранилища нельзя. Из-за повышенного тепловыделения сборки ВВЭР-1000 должны находиться в воде первые 10-15 лет. Только после этого их можно перемещать в сухой зал или отправлять на переработку.
«Принцип организации сухого хранилища очень прост, — говорит Игорь Сеелев, — однако его никто не предложил раньше. Сейчас патент на технологию принадлежит группе российских ученых. И это подходящая тема для экспансии Росатома на международный рынок, потому что технологией сухого хранения интересуются во многих странах. К нам уже приезжали японцы, французы и американцы. Ведутся переговоры о том, чтобы на ГХК привозили ОЯТ с тех АЭС, которые российские атомщики строят за рубежом».

Сухое хранение — дешевле и безопаснее «мокрого»

Запуск сухого хранилища был особенно важным для станций с реакторами РБМК. До его создания был риск остановки мощностей Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС из-за переполнения пристанционных хранилищ. Нынешней емкости сухого хранилища ГХК достаточно, чтобы разместить отработанные сборки РБМК всех российских станций. Благодаря меньшему тепловыделению, их сразу направляют в сухом хранилище, минуя «мокрое». Здесь ОЯТ могут находиться на протяжении 100 лет. Возможно, за это время будут созданы экономически привлекательные технологии для его переработки.

Критерии отнесения отходов к радиоактивным

Законодательством установлены следующие критерии радиоактивных отходов:

  1. Отходы в различных агрегатных состояниях, которые содержат радионуклиды (за исключением тех, которые были получены в результате добычи либо переработки минерального или органического сырья с большим содержанием природных радионуклидов) являются радиоактивными, если их удельная и объемная активность превышает единицу.
  2. Если невозможно изначально выявить удельную активность, то их также можно определить, как ядерные отходы. Однако они должны быть связаны с использованием атомной энергии. Активность обязательно должна превышать: 10 Бк/г – для радионуклидов, которые излучают альфа-элементы; 100 Бк/г – для радионуклидов, которые излучают бета-элементы.
  3. Жидкие отходы, связанные с атомной энергией, являются радиоактивными, если их удельная активность более: 0,05 Бк/г – для радионуклидов с альфа-излучением; 0,5 Бк/г – для радионуклидов с бета-излучением.
  4. Твердые вещества относятся к радиационным отходам, если они соответствуют условию: ARa (активность радия — 226) + 1,3 ATh (активность тория — 232) + 0,09 AK (активность калия — 40) > 10 Бк/г.
  5. Жидкие отходы можно причислить к радиоактивным, если выполняется данное условие: AU (активность урана 238) + 2,14 ATh (активность тория 232)> 0,13 Бк/г.

Описание и основные характеристики транспортных контейнеров

Контейнер транспортный базовый для низкоактивных отходов КТБН-3000 разработан и используется ЗАО «ЭКОМЕТ-С» с 1999 г. Контейнер сертифицирован в установленном порядке как упаковка типа «А» для перевозки и хранения металлических радиоактивных отходов, относящихся к материалам с низкой удельной активностью (НУА-I и НУА-II) и объектам с поверхностным радиоактивным загрязнением (ОПРЗ-I и ОПРЗ-II). Грузоподъемность – 3000 кг, объем — 2,0 м3. (габаритные размеры контейнера: длина — 2050 мм; ширина – 1125 мм; высота – 1170 мм, масса (нетто) — 3000 кг). Полная информация о контейнере КТБН-3000 приведена в докладе . Данный контейнер используется при необходимости перевозки незначительных по объему партий отходов или при отсутствии технических возможностей для работы с крупнотоннажными контейнерами (подъездные пути, грузоподъемные механизмы и др.).

Универсальный крупнотоннажный транспортный контейнер УКТН-24000 разработан в 2005 г. ЗАО «ЭКОМЕТ-С» и ОАО СПИИ «ВНИПИЭТ» на базе универсального контейнера типоразмера IСС 20 и представляет собой его модернизированный вариант . Внешний вид контейнера представлен на рис.1.

Рис. 1. Внешний вид контейнеров УКТН-24000

Контейнер УКТН-24000 соответствует требованиям, предъявляемым к промышленным упаковкам типа 2 (ПУ-2). Контейнер предназначен для хранения и перевозки автомобильным, железнодорожным и морским видами транспорта низкоактивных ТРО, соответствующих требованиям, предъявляемым к материалам с низкой удельной активностью II группы (НУА- II) и объектам с поверхностным загрязнением II группы (ОПРЗ-II).

Основные технические характеристики контейнера УКТН-24000 приведены в табл. 1.

Таблица 1. Основные технические характеристики контейнера УКТН-24000

№ п/п

Наименование

Единица измерения

Значение по ТУ

1.

Максимальная масса брутто

кг

24000

2.

Масса порожнего контейнера

кг

2550

3.

Внутренние размеры:

-длина

-ширина

-высота

мм

мм

мм

5895

2270

2381

4.

Наружные размеры

-длина

-ширина

-высота

мм

мм

мм

6058

2438

2591

5.

Размеры дверного проема

-ширина

-высота

мм

мм

2336

2293

6.

Вместимость

м3

32,2

Контейнер изготавливается в соответствии с конструкторской документацией КГ 255-00.00.000 и соответствует техническим условиям ТУ 3177-001-55224399-2005. Срок эксплуатации контейнера 10 лет.

Материалы и технология изготовления контейнера соответствует требованиям Российского Морского Регистра. Контейнер УКТН-24000 имеет сертификат Российского морского регистра судоходства как специализированный контейнер для перевозки низкоактивных отходов класса 7.

На контейнер УКТН-24000 ЗАО «ЭКОМЕТ-С» выдан сертификат-разрешение Федерального Агентства по атомной энергии RUS/6051/I-96T (Rev.2). Срок действия сертификата-разрешения по 18.12.2011 г.

Комментировать
0
9
Комментариев нет, будьте первым кто его оставит

;) :| :x :twisted: :sad: :roll: :oops: :o :mrgreen: :idea: :evil: :cry: :cool: :arrow: :P :D :???: :?: :-) :!: 8O

Это интересно

Утилизация лакокрасочных материалов Без рубрики
0 комментариев

Каково содержание золота в радиодеталях Без рубрики
0 комментариев

Контейнерная площадка для мусора Без рубрики
0 комментариев