«Чернобыль 2005 А. А. Ключников, Э. М. Пазухин, Ю. М. Шигера, В. Ю. Шигера РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ АЭС И МЕТОДЫ ОБРАЩЕНИЯ С НИМИ Монография Под редакцией Ю. М. Шигеры Чернобыль ИПБ АЭС НАН Украины 2005 УДК 621.039.7 ББК31.4 ...»

Состояние обращения с ЖРО на АЭС Украины в большой степени связано с отсутствием полного технологического цикла по переработке ЖРО до получения отверженного продукта. Использование установок глубокого упаривания УГУ-500 на Запорожской и Хмельницкой АЭС не решает проблему переработки ЖРО. На Ровенской АЭС имеется установка битумирования, которая не работает с 1996 г. из-за отсутствия лицензии на ее эксплуатацию.

Что касается переработки ТРО (сжигание, прессование и т.д.) с целью уменьшения объемов ТРО, то только на Запорожской АЭС имеется установка сжигания. Установки прессования имеются только на Южно-Украинской и Запорожской АЭС [17].

Для разрешения этих проблемных вопросов на АЭС Украины проектируется комплексы по обращению с РАО, предусматривающие сортировку отходов по виду дальнейшей переработки; предварительное прессование отходов в бочке; суперпрессование предварительно спрессованных отходов и затаривание в железобетонный контейнер для захоронения; сжигание горючих отходов и отработанных сорбентов; затаривание неперерабатываемых отходов в бочки для установки их в контейнер для захоронения; цементирование кубовых остатков и заливка цементной массой отходов, затаренных в железобетонный контейнер для захоронения [120]. Более подробно проектируемых комплексах по обращению с РАО на АЭС Украины сказано нижеследующих главах книги.

В результате проведенных исследований Институтом поддержки АЭС, НАЭК «Энергоатом» и дальнейшего изучения и анализа данных по образованию радиоактивных отходов и заполнению хранилищ РАО выявилась следующая ситуация по динамике заполнения хранилищ ЖРО и ТРО на АЭС Украины.

На Ровенской АЭС дальнейшее уменьшение свободного объема в хранилищах ЖРО (менее 20 %) ставит под сомнение возможность эксплуатации АЭС через 1 -3 года, если не будут введены в действие установки по переработке ЖРО в соответствии с программой обращения с РАО. Для обеспечения надежного финансирования по вводу установок по переработке ЖРО необходимо их ввести в пусковой комплекс блока №4.

Рис. 6.1. Динамика заполнения хранилищ ТРО и ЖРО на Ровенской АЭС [17].

Таблица 6.1. Заполнения хранилищ ЖРО и ТРО на Ровенской АЭС (за 1995-2000 гг.) [17] ХЖРО, м ХТРО, м На Ровенской АЭС имеется достаточный запас свободных объемов в хранилищах ТРО (около 65%), которые при сохранении темпов загрузки хранилищ ТРО будут заполнены за 5-10 лет (рис. 6.1, таблица 6.1). Запас свободных объемов ХТРО позволяет в течение нескольких лет ввести в эксплуатацию установки по переработке ТРО согласно программе обращения с РАО.

На Ровенской АЭС в рамках достройки блока № 4 планируется создание комплекса по переработке РАО, который будет включать установки по переработке ТРО и ЖРО.

Комплекс предусматривает сортировку отходов по виду дальнейшей переработки; предварительное прессование отходов в бочках; затаривание неперерабатываемых отходов в бочки для временного хранения в хранилище;

обезвоживание и сушка отработанных сорбентов и затаривание их в бочки для временного хранения в хранилище; глубокое упаривание кубового остатка и хранение полученного солевого плава в бочках-контейнерах; затаривание сжигаемых отходов в бочки для временного хранения в хранилище [117].

На Чернобыльской АЭС объемы хранилищ ЖРО заполнены почти на 50%. Это связано с отсутствием установок для переработки ЖРО.

На Чернобыльской АЭС поддерживается уровень свободных объемов хранилищ ТРО на уровне 40% за счет вывоза ТРО I и II групп в пункт захоронения РАО «Буряковка» в зоне отчуждения, т.к. установки по переработке ТРО в настоящее время на ЧАЭС отсутствуют (рис. 6.2, таблица 6.2) [17].

Рис. 6.2. Динамика заполнения хранилищ ТРО и ЖРО на Чернобыльской АЭС [17].

Таблица 6.2. Динамика заполнения хранилищ ЖРО и ТРО на Чернобыльской АЭС ХЖРО, м ХТРО, м На Чернобыльской АЭС планируется строительство промышленного комплекса по обращению с ТРО (ПКОТРО) (по программе ТА515) и начато строительство завода по переработке ЖРО (ЗПЖРО) согласно соглашению между странами большой семерки О-7, Европейским банком реконструкции и развития, Правительством Украины и Чернобыльской АЭС. В настоящее время получены лицензии на строительство комплексов: ЗПЖРО - «Белгатом» и ПКОТРО - «НУКЕМ».

Комплекс ЗПЖРО предусматривает извлечение жидких отходов из емкостей хранилищ ЖРО; упаривание кубовых остатков; цементирование упаренных кубовых остатков и извлеченных отработанных сорбентов и затаривание продукта в 200-литровые бочки; установку бочек с отвержденными ЖРО в железобетонный контейнер типа КЗНП-2,1; транспортировку контейнеров с бочками в хранилища «Вектор»;

Комплекс ПКОТРО предусматривает извлечение твердых РАО из существующего и заполненного в 1986 году хранилища твердых РАО на промплощадке ЧАЭС; сортировку твердых РАО по активности, по способам дальнейшей переработки, по способу захоронения (долго- и короткоживущие);

прессование прессуемых ТРО; сжигание жидких горючих и твердых РАО;

затаривание переработанных РАО в 200-литровые бочки; установку бочек в контейнеры типа КНПУ-10,5 или КЗНП-2,1; цементирование бочек с ТРО в контейнере; транспортировку контейнеров в хранилища на площадке «Вектор»; затаривание высокоактивных и долгоживущих низко- и среднеактивных отходов в защитно-герметичные контейнеры; транспортировку контейнеров во временное хранилище [125, 126].

Начато строительство «сухого» хранилища отработавшего ядерного топлива ХОЯТ-2. Основанием для начала работ по проведению проекта являются: Меморандум о взаимопонимании между правительствами стран «Большой семерки», Комиссией Европейского Сообщества и Правительством Украины о закрытии Чернобыльской АЭС» от 20 декабря 1995 года, Соглашение о Гранте (Проект ядерной безопасности Чернобыльской АЭС) между Европейским банком реконструкции и развития, Правительством Украины и Чернобыльской атомной электростанцией» от 12 ноября 1996 года (ратифицировано Законом Украины «Про ратифжащю Угоди про грант...» от 18 марта 1997 года № 147/97-ВР), Контракт между Национальной атомной энергогенерирующей компанией «Энергоатом» и консорциумом во главе с фирмой РКАМАТОМЕ, в который также входят фирмы САМРЕЫСЖ ВЕИЧАЯЛ и ВО1(УСШЕ8, от 07 июля 1999 года № С-2/2/033 на сооружение ХОЯТ-2 на условиях «под ключ».

На Южно-Украинской АЭС удается до настоящего времени стабилизировать годовые объемы ЖРО и поддерживать свободный объем в хранилищах ЖРО на уровне 35 - 40%. Учитывая отсутствие на станции установок по переработке ЖРО, можно спрогнозировать, что переработка поступающих трапных вод и дополнительная переработка ЖРО из емкостей хранилищ только системами СВО в ближайшем будущем приведет к сокращение свободных объемов хранилищ ЖРО до опасных пределов (менее 20%).

Заполнение хранилищ ТРО превысило 90%. Дальнейшее уменьшение свободного объема в хранилищах ТРО (менее 10%) ставит под сомнение возможность эксплуатации АЭС через 1-2 года, если не будет введено в эксплуатацию ХТРО II очереди и не будут введены в действие установки по переработке ТРО согласно программы обращения с РАО (рис. 6.3, таблица 6.3).

На Южно-Украинской АЭС планируется введение в действие комплекса по переработке ЖРО, на котором будет осуществляться очистка ЖРО от радионуклидов на селективных сорбентах, концентрированно их до состояния солевого плава и отверждение ионоселективных сорбентов. Необходимо в ближайшее время реализовать часть проекта по извлечению радионуклидов из хранилища ЖРО (проект КПЖРО) - смонтировать и ввести в эксплуатацию установку глубокого упаривания.

Для улучшения переработки ТРО на Южно-Украинской АЭС планируется создание комплекса по переработке ТРО на базе оборудования фирмы ШКЕМ.

Фирмой НУКЕМ (Германия) проектируется комплекс предусматривающий сортировку отходов по виду дальнейшей переработки; предварительное прессование отходов в бочке; суперпрессование предварительно спрессованных отходов и затаривание в бочки для временного хранения в хранилище; сжигание горючих отходов; затаривание полученной в процессе сжигания золы в бочки для временного хранения в хранилище; затаривание неперерабатываемых отходов в бочки для временного хранения в хранилище;

обезвоживание отработанных сорбентов и затаривание их в бочки для временного хранения в хранилище; глубокое упаривание кубового остатка и хранение полученного солевого плава в бочках-контейнерах, системы измерения активности бочек и внутреннего транспорта [121].

Рис. 6.3. Динамика заполнения хранилищ ТРО и ЖРО на Южно-Украинской АЭС [17].

Таблица 6.3. Заполнение хранилищ ЖРО и ТРО на Южно-Украинской АЭС ХЖРО, м ХТРО, м Существующие и планируемые установки по обращению с РАО на Южно-Украинской АЭС показаны в таблице 10. 2 [17].

На Хмельницкой АЭС годовые объемы ЖРО стабилизировались в 1997-1999 г.г. Дальнейшее уменьшение годовых объемов ЖРО требует введения в действие программы минимизации РАО и других мероприятий согласно программе обращения с РАО.

Рис. 6.4. Динамика заполнения хранилищ ТРО и ЖРО на Хмельницкой АЭС [17].

Свободный объем хранилищ ЖРО приближается к 20%, что через 2- года может создать проблему эксплуатации Хмельницкой АЭС, если не будут введены в действие дополнительные установки переработки ЖРО (рис. 6. 4, таблица 6.4).

На Хмельницкой АЭС запас свободных объемов для хранения ТРО (около 60%) дает возможность в течение нескольких последующих лет реализовать программу минимизации образования РАО и ввести в действие комплекс переработки ТРО [17].

Таблица 6.4. Динамика заполнения хранилищ ЖРО и ТРО на Хмельницкой АЭС ХЖРО, м ХТРО, м На Хмельницкой АЭС в рамках достройки блока № 2 планируется создание комплекса по переработке РАО, который будет включать отверждение ЖРО и переработку ТРО с целью уменьшения их объема.

На Запорожской АЭС с 1996г. наметилась тенденция постоянного уменьшения объемов образующихся ЖРО.

Заполнение хранилищ ЖРО на уровне около 60% (1995 - 1997г.) в 1998г. увеличилось почти на 10% и приблизилось к 70%.

Рис. 6.5. Динамика заполнения хранилищ ТРО и ЖРО на Запорожской АЭС [17].

Повышение уровня заполнения хранилищ связано с отсутствием в данном году необходимого количеством бочек для затаривания солевого плава и ремонтами УГУ-500. В 1999 г. при стабильной работе УГУ-500 и наличии бочек для солевого плава уровень заполнения достиг наименьшей величины за последние 5 лет (рис. 6. 5, таблица 6.5).

На Запорожской АЭС за счет сортировки ТРО и работы установок по переработке ТРО (установки сжигания и прессования) свободный объем ХТРО стабилизировался на уровне около 65%.

Таблица 6.5. Динамика заполнения хранилищ ЖРО и ТРО на Запорожской АЭС эксплуатации ХЖРО, м ХТРО, м 8».

Таблица 6.6. Действующие и планируемые установки по обращению с РАО на АЭС

ЖРО ТРО

ЖРО ТРО

1. Комплекс переработки ЖРО (КПЖРО1 Комплекс переработк ТРАО, Ш К Е М. 1-ая - монжюсы исходного раствора; очередь.

- блок очистки от радионуклидов с касТРО;

сетным фильтром (БОР);

- монжюсы очищенного раствора;

- блок прямоточных испарителей;

- блок циклона-сепаратора с конденса- - установка сушки ТРО;

-узел фасовки солевого плава; - система измерения активности бочек с - бак организованных протечек с насо- РАО - бак конденсата греющего пара с насо- - установка сжигания ТРО и сжигаемых - система пневматического регулирова- - установка плавления радиоактивной - система технологического контроля и - создание участка ремонта теплоизоляуправления; ции.

• вспомогательное и подъемно- Изготовление контейнеров для:

- система технологического контроля и - для прессования ТРО;

• вспомогательное и подъемно- - цементирования фильтр - патронов;

транспортное оборудование;

• мерник реагентов, фильтр «Фартос», холодильник для охлаждения проб конденсата греющего пара;

ЖРО ТРО

1. Установка сжигания радиоактивного масла (лицензируется).

2. УГУ-500.

3.Железобетонные контейнеры ( шт.), Болгария, вместимость 12 шт.

КРО-200.

ЖРО ТРО

1.Установка концентрирования Комплекс по переработке РАО. Ы11КЕМ:

2.Установка цементирования. - установки прессования.

3.Установка очистки трапных вод (по - внутренний транспорт.

ЖРО ТРО

Установка битумирования (лицензируется).

ЖРО ТРО

1. Установка изъятия ионообменной 1. Установка изъятия ТРО из хранилищ.

3. Установка внутреннего транспорта 4. Система спецгазоочистки ХТРО.

4. Установка растворения солей и изъя- 5. Система спецканализации ХТРО.

тия кубовых остатков.

5. Система измерения активности бочек 6. Установка глубокого упаривания две УГУ 500.

7. Установка очистки радиоактивных

ЖРО ТРО

Две цепочки трехкорпусных выпарных аппаратов и два доупаривателя (1-ая 2. Три цепочки однокорпусных выпарных (II -ая очередь).

ЖРО ТРО

1. Завод по переработке жидких ра- 1. Промышленный комплекс по обращению диоактивных отходов (ЗПЖРО): с твердыми радиоактивными отходами

ЖРО ТРО

2. УТ'У-500 (лицензируется) 2. Установка прессования ВНР- 500 (средний

ЖРО ТРО

Необходимо подчеркнуть, что на сегодняшний день не существует ни экономических, ни нормативных рычагов, которые бы стимулировали АЭС работать в направлении существенного уменьшения как образования РАО, так и последующего уменьшения их объемов. Причины этого следующие:

1. АЭС несут ответственность только за производство электроэнергии и не несут ответственности за количество образуемых РАО;

2. АЭС разрешено накапливать РАО на своих площадках без технологической обработки на весь период эксплуатации.

Как видно из вышеизложенного, в течение последних лет на АЭС сохраняется напряженная обстановка с хранением и переработкой РАО, их количество постоянно растет. Так на некоторых АЭС годовое поступление твердых радиоактивных отходов (ТРО) на сортировку и хранение достигает 500 м. Ячейки хранилищ заполнены на 1/2 - 2/3 своего объема.

Сортировка ТРО на АЭС производится вручную, при этом не всегда возможно обеспечить безопасное проведение работ. В странах СНГ оборудование по комплексной переработке ТРО не производится.

К сожалению, принятая еще в СССР концепция обращения с РАО разрешала их длительное хранение (и даже захоронение) навалом без сортировки в хранилищах. Такая практика, помимо того, что может привести к останову энергоблоков по требованию надзорных органов вследствие переполнения хранилищ, не соответствует одному из основных принципов обращения с радиоактивными материалами - не переложением бремени на плечи будущих поколений.

Законом Украины «Об обращении с радиоактивными отходами» все виды деятельности, связанные со сбором, переработкой, перевозкой, хранением и захоронением радиоактивных отходов, отнесены к сфере обращения с радиоактивными отходами.

Отношения, возникающие при этом, имеют комплексный характер.

Среди них можно выделить гражданско-правовые отношения собственности, договорные (договора хранения, перевозки), финансовые (финансирование обращения с отходами), экологические (защита окружающей природной среды и радиационного воздействия на период, в течение которого радиоактивные отходы представляют собой потенциальную угрозу) и т.п. [18].

В качестве основных принципов государственной политики в сфере обращения с радиоактивными отходами можно назвать:

- приоритет защиты жизни и здоровья персонала и населения, окружающей природной среды от воздействия радиоактивных отходов;

разграничение функций государственного контроля и управления в сфере обращения с радиоактивными отходами;

- разграничение государственного управления в сфере использования ядерной энергии и в сфере обращения с радиоактивными отходами;

- реализация государственной политики в сфере обращения с радиоактивными отходами путем разработки и реализации долгосрочной государственной программы обращения с радиоактивными отходами, которая подлежит пересмотру и утверждению каждые три года;

- недопущение неконтролируемого накопления радиоактивных отходов;

- принятие решений о размещении новых хранилищ радиоактивных отходов с участием граждан, их объединений, а также местных органов государственной исполнительной власти и органов местного самоуправления;

- гарантирование надежной изоляции радиоактивных отходов от окружающей природной среды при обосновании безопасности хранилищ радиоактивных отходов;

- хранение радиоактивных отходов у производителей отходов ограниченное время с последующей передачей специализированным предприятиям по обращению с радиоактивными отходами;

- ответственность производителей радиоактивных отходов за безопасность при обращении с ними до передачи их специализированным предприятиям по обращению с радиоактивными отходами;

- запрещение проведения работ по захоронению радиоактивных отходов юридическим и физическим лицам, в результате деятельности которых образуются радиоактивные отходы, и которые поставляют или используют радиоактивные вещества, эксплуатируют ядерные установки;

- захоронение и долговременное хранение радиоактивных отходов осуществляется за счет производителей отходов и пр.

Одним из первоочередных вопросов функционирования единой государственной системы обращения с радиоактивными отходами является обеспечение надежного и стабильного финансирования. Законом Украины «Об обращении с радиоактивными отходами» в статье 4 предусмотрено создание специального Государственного фонда обращения с радиоактивными отходами. Основной задачей функционирования которого является финансирование Государственной программы обращения с радиоактивными отходами. Фонд должен формироваться за счет целевых отчислений предприятий, учреждений и организаций, производящих такие отходы.

Одними из основных производителей радиоактивных отходов являются атомные электростанции. Поэтому затраты на обеспечение хранения отработавшего ядерного топлива, переработку и захоронение радиоактивных отходов статьей 33 Закона Украины «Об использовании ядерной энергии и радиационной безопасности» предусмотрено относить на себестоимость произведенной на АЭС электроэнергии. Учитывая то, что энергоблоки АЭС имеют определенный срок проектной эксплуатации (обычно 30 лет), начало отчислений в такой фонд должно начаться задолго до окончания срока эксплуатации энергоблоков АЭС.

Законом оговорено, что работы по обращению с радиоактивными отходами, образовавшимися в результате Чернобыльской катастрофы, финансируются государством. Объект «Укрытие» как сооружение, возникшее в результате ликвидации последствий этой катастрофы содержащее радиоактивные отходы и топливосодержащие массы, также финансируется государством.

Как уже отмечалось, все отходы должны своевременно собираться и помещаться в хранилищах определенных типов. Следовательно, необходимо постоянно иметь резервы объемов хранилищ для всех категорий отходов. С этой целью законодательством предусмотрено создание государственной системы учета радиоактивных отходов, которая включает в себя Государственный реестр радиоактивных отходов и Государственный кадастр хранилищ радиоактивных отходов и мест их временного хранения. Ведение такого учета позволяет исключить возможность неконтролируемого накопления радиоактивных отходов, обеспечить контроль за их перемещением, местами и условиями хранения или захоронения.

Глава 7. Контейнеры для радиоактивных отходов В данной главе выполнена попытка проведения анализа и обобщения опыта отечественной и мировой практики по использованию контейнеров при обращении с радиоактивными отходами, а также попытка выработки стратегии создания контейнерного парка, в первую очередь, для АЭС и центрального предприятия по переработке РАО Украины.

Проекты действующих АЭС Украины разрабатывались в 70-х годах, когда вопросу обращения с РАО не уделялось должного внимания. Проектами АЭС были предусмотрены контейнеры для обращения с РАО всех групп активности, но реальное воплощение получили только контейнеры и оборудование для высоко- и частично среднеактивных отходов. Разработчики документации и заводы по изготовлению контейнеров находились в России, что и определило отсутствие опыта и готовности украинских заводов к изготовлению контейнеров после распада СССР. В сложившейся ситуации, одним из первых шагов на пути создания стратегии контейнерного парка Украины, был анализ технологий обращения с твердыми отходами на АЭС, анализ существующего контейнерного парка АЭС, анализ проектируемых на АЭС установок по обращению с РАО, анализ зарубежного опыта по применению различного типа контейнеров и, исходя из этого, оценка потребностей АЭС в различных типах контейнеров.

Контейнер является элементом общей системы безопасности и одним из основных барьеров, предотвращающих распространение радионуклидов и выполняет ключевую роль в обеспечении безопасности на всех стадиях системы обращения с РАО: от сбора необработанных отходов, перевозки, сортировки, хранения, переработки до их захоронения в приповерхностных хранилищах или в глубоких геологических формациях. Он должен обеспечивать безопасность в течение времени, заданного проектом.

Условно контейнеры для РАО можно разделить на следующие группы:

по радиационно-защитным характеристикам контейнеров при перевозке, по назначению, по весовым и габаритным характеристикам, по материалам контейнера и технологии их изготовления.

В настоящее время большое количество контейнеров для радиоактивных материалов используется с разнообразными целями:

- транспортировка ядерного топлива, -для радиоактивных изотопов, используемых в медицине, - транспортировка, хранение и захоронение РАО Контейнеры и/или упаковки, в зависимости от их назначения, должны соответствовать различным требованиям (таблица 7.1), например:

- контейнер для транспортировки должен легко освобождаться от отходов;

- контейнер для хранения должен соответствовать требованиям экономичности при размещении в хранилище;

- контейнер для захоронения должен надежно сохранять отходы (например, не быть подверженным коррозии) в течение периода времени, необходимого для распада.

Это не означает, что контейнер не может быть использован сразу по нескольким назначениям, если контейнер многофункционален, это дает много преимуществ.

Во время перевозки контейнер рассматривается как составная часть транспортного упаковочного комплекта (ТУК). Роль контейнера в ТУК-е будет изменяться в зависимости от природы РАО. Это также зависит от того, нужна ли дополнительная упаковка. Например, сам контейнер с САО может не выполнять всех требований по радиационной защите и ему, следовательно, требуется дополнительная защита.

Таблица 7.1. Защитные и незащитные контейнеры для РАО Защитный контейнер: Позволяет производить В случае загрязнения Изготовление и конструкция временное хранение НСА нужны дорогостоящие наце-лены на обеспечение ДЖО в хранилищах со работы по дезактивации.

радиационной защиты. сравнительно невысокой Стоимость относительно Часто проектируется также степенью защиты; для высокая;

как транспортный контейнер операций с контейнером Вес контейнеров может (для того, чтобы не исполь- требуется стандартное повлиять в сторону увелизовать дополнительные кон- оборудование. чения на стоимость опетейнеры для транспортиров- рационного никает необходимость в дополнительных транспортных контейнерах Незащитный контейнер: В случае загрязнения мо- Для хранения таких онКонструкция и производство жет быть упакован во вто- тейнеров необходимо не предусматривают высо- ричную оболочку здание с мощной защитой;

кой степени защиты Возможность загрязнения Для операций с такими Спроектированы варианты с такого контейнера сведена "контейнерами и контроля учетом требований транс- к минимуму, что упрощает за ними необходимо испортировки и без таковых его многоразовое исполь- танционно управляемое ется как нетранспортный, это Стоимость и вес контей- Относительно высокая дояжно быть отражено в нера являются относи- стоимость транспортных технических условиях тельно невысокими; контейнеров При разработке контейнера должны приниматься во внимание различные способы перевозки (автомобильный, железнодорожный, водный или воздушный). Наиболее важные требования к контейнерам, выдвигаемые из условий перевозки, связаны с безопасностью и радиологической защитой, сохранением целостности в случае аварий. Таким образом, упаковка должна соответствовать требованиям национальных НД по устойчивости при падении, утечкам, выщелачиванию, быть водонепроницаемой и пожароустойчивой.

Требования при перевозке включают допустимые уровни мощности эквивалентной дозы облучения (от 0,5 мбэр/час до 1 бэр/час на поверхности ТУК в зависимости от категории), допустимое по НРБУ-97 внешнее поверхностное загрязнение и максимально допустимую перевозимую активность радионуклидов. Они также включают требования, связанные с обращением с контейнером, использованием подъемных механизмов и складированием контейнеров в штабеля.

Перевозка - это вид обращения с РАО в наибольшей степени обеспеченный нормативными документами. Порядок перевозки; права и обязанности грузоотправителя, перевозчика и грузополучателя; требования к упаковкам и транспортным средствам; виды и порядок проведения испытаний; предотвращение и меры ликвидации радиационных аварий достаточно полно отражены в законах Украины «Об использовании ядерной энергии и радиационной безопасности», «Об обращении с РАО», в ПБТРВ-73 «Правилах безопасной транспортировки радиоактивных веществ», НП 306.5.06/2.008- «Порядке выдачи сертификатов безопасности при перевозке радиоактивных материалов», многочисленных публикациях МАГАТЭ. Отметим, что в Украине в свое время готовилось прямое внедрение стандарта МАГАТЭ по перевозкам радиоактивных материалов (8Т-1). Согласно ПБТРВ-73 в зависимости от механической прочности и термостойкости транспортные упаковочные комплекты делятся на два основных типа.

Таблица 7.2. Радиационные характеристики контейнера при перевозке категория верхности конповерхности. категории Тип А - комплекты с регламентированной механической прочностью, исключающие потерю или рассеяние радиоактивного вещества и обеспечивающие эффективность защиты от излучений при возможных авариях в момент перевозки, не сопровождающихся температурными воздействиями.

Комплект типа А должен сохранять герметичность и защитные свойства от ионизирующих излучений (согласно требованиям соответствующих ТУ и ГОСТ) после проведения испытаний на сохранность герметичности и защитных свойств в условиях малой аварии.

Тип В - комплекты с повышенной механической прочностью и термостойкостью, исключающие потерю или рассеяние радиоактивного вещества и обеспечивающие эффективность защиты от излучений при возможных авариях в момент перевозки, сопровождающихся температурными воздействиями.

Упаковочный комплект типа В должен сохранять герметичность и защитные свойства от ионизирующих излучений (согласно требованиям соответствующих ТУ и ГОСТов) после проведения испытаний на сохранность герметичности и защитных свойств в условиях малой и серьезной аварий.

Контейнеры при перевозке должны обеспечивать мощность дозы на поверхности и расстоянии в 1 м в пределах, указанных таблице 7.2.

ПБТРВ-73 регламентируют также предельно допустимую активность радиоактивных веществ, помещаемых для перевозки в упаковочный комплект типа А и предельно допустимую активность радиоактивных веществ, на которую не распространяются требования данных правил. Например, согласно ПБТРВ-73 для радиоактивного вещества не особого вида (которым и является РАО) предельно допустимая активность по цезию-137 составляет 9 Кюри (согласно 8Т-1 - 10 Кюри).

В западных странах требования к транспортным упаковкам установлены таким образом, чтобы соответствовать существующей правовой базе, которая принята в сфере ядерных технологий, включая обращение с радиоактивными отходами и транспортировку опасных грузов.

Исходя из этих требований, подготавливаются технические условия для контейнеров (и дополнительного оборудования, если это необходимо), осуществляется их проектирование, испытания и утверждение ответственными за это органами и стандартизация в соответствии с требованиями к упаковке.

Эти специфицированные упаковки используются для транспортировки вне объектов.

Правила МАГАТЭ для безопасной транспортировки радиоактивных материалов предлагают к использованию следующие типы упаковок:

- не стандартизированная упаковка;

- промышленная упаковка тип 1 (Тип 1Р-1);

- промышленная упаковка тип 2 (Тип 1Р-2);

- промышленная упаковка тип 3 (Тип 1Р-3);

- упаковка типа В (для внутригосударственных перевозок);

- упаковка типа В (для международных перевозок);

Термины упаковка отходов, упаковка и контейнер для РАО широко используются в технической документации, поэтому их значение должно правильно пониматься. С этой целью ниже приведены определения МАГАТЭ для этих терминов:

Контейнер - емкость, в которую помещают РАО (например, для захоронения).

Упаковка - упаковочный комплект с радиоактивными материалами (например, для транспортировки).

ВИД И ФОРМА

УПАКОВКА КОНТЕЙНЕР

УПАКОВКА

Упаковочный комплект - совокупность компонентов, необходимых для полного заключения радиоактивных материалов в оболочку. Он может, в частности, состоять из одного или нескольких сосудов, адсорбирующих материалов, пространственных конструкций, защитных слоев, а также оборудования для наполнения, разгрузки, вентиляции и ослабления давления, приспособлений для охлаждения, амортизаторов, строповых устройств, термоизоляции и дополнительных приспособлений, входящих в упаковку. Упаковочный комплект может быть прямоугольным, цилиндрическим или любой другой формы сосудом.

Количество и качество барьеров в хранилище должно определяться соотношением стоимости барьеров в хранилище и повышением надежности захоронения при безусловном обеспечении безопасности (принцип АЬАКА аз 1ОУ/ аз геазопаЫу асЫеуаЫе - т.е. настолько низких, насколько это приемлемо и целесообразно с учетом социальных и экономических факторов).

Контейнер должен иметь оптимальное соотношение между защитными свойствами, полезным объемом, массой контейнера и стоимостью. Срок жизни контейнера должен соответствовать необходимой длительности контролируемого хранения или захоронения. Уровень и сроки периодического контроля безопасности хранения отходов выбираются по соотношению стоимости контроля и уровня риска возникновения аварийной ситуации.

Разработка и изготовление конструкций контейнеров должно проводиться на основе лицензий и производиться на аттестованном производстве.

Контейнер должен пройти необходимые испытания и иметь технические условия, регламентирующие сферу его применения и согласованные с регулирующими органами.

Уровень первичной сортировки и классификации РАО является одним из определяющих факторов стоимости переработки, контейнеризации и захоронения РАО. При этом РАО должны быть подготовлены к хранению или захоронению в контейнерах, а уровень кондиционирования РАО должен быть оптимальным между стоимостью кондиционирования, уменьшением объема РАО и «надежностью» захоронения [17].

Вся система обращения с РАО, в том числе и контейнеризация, должна иметь программу обеспечения и контроля качества. Программы обеспечения качества должны быть созданы для проектирования, изготовления, испытаний, документирования, технического обслуживания и проверки контейнеров и упаковок.

Материалы, составные части и процессы, на которые распространяются программы обеспечения качества, должны быть идентифицированы и соответствовать методам или уровням контроля, используемых на АЭС. Программы должны предполагать, что действия, влияющие на качество, обеспечены технологическими процессами, инструкциями и чертежами. Они должны состоять из соответствующих критериев, удостоверяющих, что важные действия выполнены правильно.

С целью создания уверенности для оператора хранилища в том, что упаковки отходов и контейнеры соответствуют требованиям проекта по всем своих показателям, необходимо произвести приемочные испытания, которые разрабатываются производителем отходов.

Приемочные испытания контейнеров касаются:

- конструкционных материалов;

- контейнеров или частей контейнера;

- упаковки отходов, которая включает в себя контейнер и форму отходов.

В ходе испытаний обычно проверяется:

- физические и механические характеристики;

- устойчивость к химическим реакциям;

- радиационная стойкость;

- тепловая и температурная устойчивость;

- стойкость к биологическому воздействию.

Характер и степень проверки зависит от:

- формы отходов;

- типа контейнера.

Концепции хранилища и предполагаемых технических характеристик, описанных в соответствующих анализах безопасности.

Тесты, применяемые к материалу, используемому для изготовления контейнеров, являются обычными испытаниями, практикуемыми в гражданском строительстве, машиностроении и металлургии. Приемочные испытания контейнеров и упаковок должны быть воспроизводимыми и, специально разработанными для проверки соответствующих параметров конструкции (например, герметичности и износостойкости). Необходимо учитывать потенциальную форму отходов и широкий диапазон условий окружающей среды, ожидаемых во время операций с контейнером, хранения, транспортировки и захоронения, а также учитывать аварийные ситуации наряду с дефектами материалов и производства.

Утверждение приемки упаковки для отходов на основе рациональных аргументов возможно в случае доказательства того, что все меры по обеспечению качества и контролю качества в производстве контейнеров для РАО, а также на этапе переработки РАО соблюдены, включая кондиционирование, иммобилизацию и упаковку, дает продукт, пригодный для захоронения.

В таком случае снимается необходимость в проведении серии приемочных испытаний каждой новой стандартной упаковки.

Приемочные испытания - это проверки прочности на сжатие, где измерения проводятся для материалов, из которых изготовлены компоненты контейнеров, готовой упаковки или масштабной модели упаковки.

Рис 7.1. Испытания контейнера: сбрасывание с высоты 1,3 м на плоскую жесткую поверхность.

Проверка сопротивления механическому воздействию включает:

- сбрасывание (на механическое повреждение) упаковки с определенной высоты на плоскую жесткую поверхность, (высота зависит от содержимого, типа и массы упаковки) (рис 7.1).

- сбрасывание упаковки с определенной высоты на штырь, жестко закрепленный перпендикулярно поверхности.

- тест на механическое разрушение.

- герметичность (при создании герметичности учитывается как форма отходов, так и контейнер). Например: форма отходов с известным содержанием радионуклидов помещается в сосуд и погружается в воду (периодически производится забор проб воды).

- стойкость к коррозии для контейнеров из металла.

Любая программа испытаний на коррозийную устойчивость должна производиться с учетом ряда факторов, таких, как: коррозийная среда, материал контейнера и деталей конструкции, время выдержки, методы оценки, типы коррозии, устойчивость к тепловому воздействию и огнестойкость, радиационная стойкость, газопроницаемость а также оценка доли газа, проникшего сквозь стенки контейнера.

При выборе типа контейнера для разработки или практического применения необходимо учитывать, что на настоящее время в Украине не установлены критерии и требования к конечному продукту от переработки РАО. Поэтому вопросы совместимости материала РАО с материалом контейнера, вопросы ресурса работы контейнера должны быть тщательно проанализированы в отчете по анализу безопасности [17, 20].

Контейнеры для РАО разрабатываются в зависимости от того, будут ли они играть определяющую роль в хранилище по ограничению распространения радионуклидов в течение короткого или длительного промежутка времени.

Обычно, контейнерам отводятся две возможные роли. В первом случае контейнер может быть классифицирован как недолговечный и иметь срок эксплуатации от нескольких дней (радиоактивные фармацевтические препараты) до нескольких десятков лет (обычно 50 лет), в зависимости от технологии обращения.

К контейнеру не предъявляются никакие особые требования в обеспечении защиты от утечки радионуклидов и доступа грунтовых вод. Это относится к низкоактивным отходам, захороненным в приповерхностном хранилище, или к некоторым среднеактивным отходам, захороненным в глубоких геологических формациях. Приемлемость оценки безопасности в данном случае зависит от свойств радионуклидов, присутствующих в отходах, и от проекта хранилища, включая все дополнительные встроенные барьеры (такие барьеры могут включать в себя помещение отходов в бетонные ячейки с последующим заполнением пустот цементным раствором, как это делается, например, в приповерхностных хранилищах ее 1а МапсЬе и с!е ГАиЬе во Франции).

Во втором случае контейнер играет ключевую роль в предотвращении распространения короткоживущих (с периодом полураспада до 30 лет) радионуклидов. В настоящее время рассматривается возможность применения контейнеров с ресурсом работы до 250-300 лет, что позволит обеспечить нераспространение короткоживущих (КЖ) РАО на весь период их жизни [17].

В этом случае контейнер играет значительную роль в системе безопасности хранилища, являясь одним из основных барьеров при многобарьерном подходе. Контейнер предотвращает утечку радионуклидов в грунтовые воды за счет сохранения герметичности до тех пор, пока короткоживущие радионуклиды не распадутся до незначительных уровней. Это особенно важно для таких радионуклидов, как Сз и 8г, имеющих период полураспада около лет и хорошо растворимых в воде. Контейнер для РАО, изготовленный из соответствующих материалов с использованием надлежащих стандартов, может быть ключевым компонентом в системе, предотвращая миграцию в течение периода от 300 до 500 лет (около 10 периодов полураспада). Это предназначение контейнера является особенно важным для приповерхностных хранилищ, также оно является дополнительным гарантом уверенности при захоронениях отходов в глубоких геологических формациях.

Контроль растворимости долгоживущих радионуклидов, путем создания восстановительных условий и поддержания высоких значений рН в хранилище за счет материала асбестоцементной матрицы для РАО и при помощи материалов наполнителей. Металлические контейнеры играют большую роль на данном этапе, поглощая кислород в процессе реакций коррозии, создавая при этом сильно восстановительные условия. Продукты коррозии контейнеров могут в дальнейшем способствовать предотвращению миграции радионуклидов, создавая места на поверхности, которые особенно хорошо адсорбируют радионуклиды.

Иногда в контейнерах необходимы дополнительные приспособления, такие, например, как корзина для содержания необработанных гетерогенных РАО или специальных устройств для РАО больших размеров. Они предохраняют стенки и дно контейнера от прямого контакта с РАО.

Чаще всего используют контейнер для хранения (захоронения) в нем твердых РАО, загруженных навалом.

Поскольку контейнер должен играть ключевую роль в процессах кондиционирования РАО, его конструкция и характеристики должны отвечать не только требованиям технологического процесса, но и жестким требованиям регулирующих органов в отношении радиационной безопасности.

В Украине недостаточна нормативная база, регламентирующая требования к РАО при их кондиционировании. В существующих нормативных документах (НД 306.607-95, СПАС-88, ПРБ-АС) отсутствуют требования по контейнеризации РАО, нет требований к конечному продукту при кондиционировании РАО [17].

Другая роль контейнера - временное хранение РАО. Это может быть от нескольких лет до 50 - 300 лет. Оценки этого времени могут базироваться, с одной стороны, на рассмотрении данных о пригодности хранилища и, с другой стороны, на продолжительности эксплуатации площадки хранилища.

В хранилище важны такие характеристики контейнера, как удобство перевозки краном и складирования, сопротивляемость давлению и ударам, коррозионная устойчивость. Эти требования могут быть более жесткими, чем для перевозки, так как контейнеры могут падать с высоты, большей, чем требуется в испытаниях для транспортных контейнеров.

Упаковки с низко- активными РАО при временном хранении могут размещаться вне помещения. В этом случае контейнеры должны иметь соответствующую устойчивость к коррозии, и старение контейнера не должно создавать проблем при последующем захоронении (таблица 7.3).

Как уже отмечалось, некоторые типы контейнеров используются как промежуточная упаковка перед окончательным кондиционированием. Пример: гетерогенные РАО размещаются в 170 л или 200 л бочках и затем подлежат компактированию или суперкомпактированию. «Блины» загружаются в другой контейнер и могут затем заполняться цементным раствором.

Таблица 7.3. Основные факторы разработки контейнера 1. Контейнеры-сборники для 1. Активность РАО; 1. Углеродистая сталь.

сбора и хранения РАО у произ- 2. Физико - механические и 2. Углеродистая сталь с водителей РАО; химические характеристики полимерным покрытием для многоразового использова- 3. Изотопный состав РАО; 4. Чугун.

ния в технологических процес- 4. Период полураспада 5. Стеклопластик.

3. Контейнеры транспортные; 5. Виды транспортных и 7. Железобетон.

4. Контейнеры для хранения грузоподъемных средств; 8. Фибробетон.

5. контейнеры для захоронения 7.Технологические требо- Производства 6. Контейнеры для захоронения эксплуатации; 10. Асбестоцемент.

короткоживущих РАО с перио- 8.Защитные свойства мате- 11. Комбинированные дом полураспада менее 30 лет; риала контейнера; материалы:

7. Контейнеры для долговре- 9.Экономические условия и - каменное литье менного хранения РАО, содер- другие обстоятельства. - бетон;

полураспада более 30 лет.

При временном хранении должна быть рассмотрена возможность повышения давления в контейнере за счет выделения газов или паров вследствие химических реакций или нагрева. Газ может образовываться из реакций коррозии или за счет химических, микробиологических или радиолитических реакций. Пары могут образовываться за счет тепловыделения или химических реакций. В этом случае контейнер должен быть сконструирован с достаточной прочностью или с некоторым устройством сброса давления без выделения активности в окружающее пространство.

Во временном хранилище существует потенциальная опасность пожара, если контейнеры заполнены не кондиционированными горючими РАО или если РАО заключены в матрицу, которая может гореть при определенных условиях. При таких обстоятельствах может требоваться контейнер, который сохраняет свою целостность в условиях пожара. Вопросы пожарной безопасности при захоронении РАО отодвигаются на второй план, поскольку согласно п. 2.7. НД 306.604-95 95 «Захоронение радиоактивных отходов в приповерхностных хранилищах» передаваемые на захоронение РАО должны быть пожаробезопасными.

В целом вопросы временного хранения РАО (в том числе и контейнерного) в НД Украины не отражены.

В развитых странах имеется значительное количество типов контейнеров, что определяется их различным функциональным назначением, наличием широкого спектра РАО, большими финансовыми возможностями.

Рис7.2. График зависимости Косл. для различных конструкционных материалов по 137 Сз.

Для изготовления контейнеров для РАО используется целый ряд конструкционных материалов. Основные требования, предъявляемые к контейнеру в зависимости от его назначения, весовых и габаритных характеристик, материала и технологии изготовления показаны в таблице 7.3.На графике рис. 7.2 и в таблице 7.4 показаны коэффициенты ослабления для различных конструкционных материалов в зависимости от их толщины по 137 Сз.

Таблица 7.4. Зависимость Косл. для различных конструкционных материалов от их В таблице 7.5 показаны преимущества и недостатки материалов применяемых для изготовления контейнеров.

Маркировка контейнера должна быть уникальной, достаточно универсальной, логичной и информативной. Она должна обеспечивать правильное распознавание (считывание) и быть удобной для учета во время обращения с отходами, а также предусматривать достаточную стойкость маркировки (лейбл), учитывать возможность проведения дистанционно управляемых операций и не влиять на свойства контейнера.

Таблица 7.5. Преимущества и недостатки материалов применяемых для изготовления Углеродипример, эпоксидной смолой, краской).

стая сталь Более стойкая к коррозии (по срав- Трудно изготавливать из-за требуемой нению с углеродистой сталью). толщины стен для защиты от воздействи?

НержавеюНе требует защитного покрытия. коррозии.

щая сталь Твердые полированные поверхности Подвержена воздействию разрушительлегко дезактивируются с помощью ной и точечной коррозии.

Высокая коррозийная и механическая стойкость.

стали с небольшой степенью загрязненности).

СтеклоплаПреждевременно определять недостатки Относительно невысокая стоимость. Длительная сохранность в траншеях для Малый вес. захоронения остается важнейшим вопроШирокодоступный материал. Широко сом из-за ползучести структуры и охрупприменяется за рубежом (в США, чиваниястекла под влиянием у-излучения Полиэтилен (пластики) Высокая устойчивость к излучению и содержатся в контейнере.

Жесткая конструкция, сохраняет Тяжелый контейнер.

В Институте прикладных проблем физики и биофизики НАН Украины разработана технология нанесения штрих-кода на металлические поверхности, которую можно использовать для маркировки контейнеров. Для такого использования предлагается маркировка по нержавеющей стали, на поверхности которой лазером одновременно с соответствующецжодируемой цифробуквенной информацией наносится система черных полос штрих-кода [19].

Установка для нанесения штрих-кода включает лазер, систему перемещения луча по поверхности обрабатываемого матариала (сканер для перемещения луча или двухкоординатный стол для перемещения маркируемого изделия), систему управления сканером или двухкоординатным столом и систему подготовки наносимой информации для передачи ее системе управления. Весь процесс нанесения штрих-кода автоматизирован: необходимая цифро-буквенная информация набирается на клавиатуре компьютера, а затем с помощью специальных программ превращается в коды управления для системы перемещения луча или детали.

Технология позволяет наносить как штрих-кодовую, так и исходную знаковую (цифро-буквенную) информацию, что создает гарантии надежного использования маркировки в любых ситуациях. Собственно маркировка представляет собой слой преобразованного на заданную глубину исходного материала (нержавеющей стали) который прочно сцеплен с матрицей и может быть удален только вместе с ней. Существующие дистанционные считыватели штрих-кодов, при использовании штрихового кодирования позволяют снизить дозовые нагрузки персонала.

Пример предлагаемой маркировки, на которой буквы являются кодами некоей информации (например, (ЛА - страна изготовитель), приведен на рисунке 7.3.

РИС 7.3. Пример штрих - кодовой маркировки контейнеров РАО.

АОЗТ «Предприятие АБРИС» в г. Славутич работает на рынке лазерных технологий с декабря 1991 года и имеет значительный опыт в области разработки и производства уникальных систем управления лазерным излучением, а также лазерного оборудования для обработки различных материалов.

Предприятие АБРИС также владеет широким спектром технологических приемов использования оборудования лазерной обработки включая технологии предварительной подготовки материалов перед обработкой, режимы лазерной обработки, а также технологии финишной доводки обработанных изделий.

Интенсивное развитие лазерной техники за последние годы и освоения систем полупроводниковой накачки активных элементов твердотельных лазеров, систем ввода-вывЁ&а мощного излучения в оптоволокно, и самого силового оптического волокна, позволило создать эффективные технологические лазеры, с мощностью на выходе из оптоволокна, достаточной для лазерной разделки элементов технологического оборудования. Необходимость в резке (разделке) присутствует в процессе нормальной эксплуатации ядерных установок и становится крайне актуальной в аьарлйных условиях. Ближайшим конкурентоспособным аналогом лазерной резки",Т^пяется плазменная резка, но главными двумя преимуществами лазерной резки является то, что в случае резки лазерным лучом, величина испаренного материала на порядок ниже чем при плазменной резке. Это является актуальным и определяющим в случае разделки высокоактивных отходов. Другим принципиальным преимуществом лазерного способа резки является то, что все оборудование можно расположить в чистой зоне за пределами объема (например, горячей камеры), в котором находятся высокоактивные элементы подлежащие резке, а рабочий луч можно ввести в зону резки через кварцевое защитное стекло. В случае с плазменной резкой горелку (плазмотрон), часть силового кабеля и часть шланга с рабочим газом, все же, придется расположит в объеме камеры.

Идентификационная маркировка элементов топливных сборок и отдельных тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) ядерных реакторов, контейнеров с различными РАО приобретает актуальность при выводе ядерных реакторов из эксплуатации. В случае, если производится разборка топливных сборок, маркировка отдельных ТВЭЛ является обязательным условием. Целью такой маркировки является фиксация принадлежности ТВЭЛ к конкретной топливной сборке, имеющей свою историю, а также обеспечение идентификации и учета ТВЭЛ в процессе их утилизации на всем пути от момента отправки в хранилище отработанного топлива до полной утилизации. Это позволит обеспечить правильное распределение топливных элементов в хранилищах отработанного топлива в зависимости от степени их выгорания, а также упорядочить транспортно-технологические операции на этапе сборки топлива на заводы по переработке топлива.

В основу технологии маркировки положены разработки предприятия АБРИС в области станочного оборудования для лазерной обработки материалов, а также многолетний практический опыт в производстве и применении такого оборудования для гравировки и резки разнообразных металлов для инструментальной промышленности, а также в сувенирном и ювелирном деле.

Маркировка производится сфокусированным сканирующим лазерным лучом, который и служит в качеств рабочего инструмента, непосредственно воздействующего на поверхность маркируемого объекта. Уникальным свойством лазерного луча является отсутствие его силового воздействия на обрабатываемую деталь, что облегчает требования к жесткости конструкции системы подачи изделий в зону маркировки, исключает необходимость в силовых узлах и агрегатах, таких как гидропрессы, кривошипные штампы, ударные механизмы и пр.. которые необходимо располагать в объеме горячих камер.

Другим уникальным свойством лазерного луча является то, что он не подвержен эффекту притупления, что является одним из главных неудобств в других технологиях.

Станки работают в режимах «неподвижный луч - движущаяся деталь», «неподвижная деталь - движущаяся оптика», «неподвижная деталь - сканирующий луч». Станки могут отличаться типом и мощностью рабочего лазера, способом и системой охлаждения рабочего лазера, типами и размерами рабочих столов, а также типом и параметрами применяемых сканирующих устройств.

Предприятие готово выполнить разработку и изготовление специального оборудована лазерной обработки материалов для обеспечения потребностей конкретных производителей в различных отраслях производства.

Применение современных лазеров в сочетании с специальными сканирующими системами, снабженными на выходе специальной фокусирующей оптикой является идеальным для целей нанесения идентификационной маркировки на металлические детали любой твердости.

Лазерная технология маркировки - это практически единственная технология которую можно легко и эффективно адаптировать именно к условиям дистанционной маркировки в условиях горячих камер. Только в таком варианте все оборудование может быть установлено за пределами камеры в чистой зоне, что позволит обеспечить нормальную его эксплуатацию, регулировку, а также ремонт не прибегая к процедурам дезактивации. Технология позволит минимизировать коллективную дозу на работах по производству маркировки.

В рамках разработки достаточно безопасной системы обращения с РАО, стоимость контейнеров и общие затраты должны быть минимизированы. В частности, хранение, транспортировка и захоронение должны быть рационально оценены с тем, чтобы использовать экономически эффективные контейнеры и операционные системы.

При изготовлении контейнера и выборе материала для его изготовления необходимо учитывать следующие факторы:

- совместимость с отходами или формой отходов;

- если во время кондиционирования контейнер используется как емкость для переработки;

- во время периода складирования отходов и после закрытия хранилища;

- операционные требования к контейнеру, включая транспортировку;

- форма (цилиндрическая, прямоугольная, гексагональная);

- строповые приспособления;

- полный вес упаковки и ограничения в объеме;

- приспособления для наполнения;

- возможность укладки в штабеля;

- сопротивления внешнему воздействию;

- встроенные системы отвода газов и вентиляции;

- требования к радиационной защите;

- радиационная стабильность и защитные свойства;

- стабильность;

- механические свойства (прочность к растяжению и сжатию, прочность к истиранию, пластичность);

- коррозийная стойкость (требования к внешнему или внутреннему покрытию);

- термические характеристики (теплопроводность, удельная теплоемкость, коэффициент линейного расширения, удельная излучающая способность);

- требования к влиянию на окружающую среду во время временного хранения и окончательного захоронения;

- простота изготовления, оптимальная стоимость, контроль качества.

Факторы, которые необходимо принимать во внимание показаны в таблице 7.6.

Таблица 7.6. Основные факторы для выбора типа контейнера Использование существующих контейнеров позволит уменьшить стоимость контейнера и проводимых с ними операций. Для минимизации требований к приемочным испытаниям следует использовать ограниченное количество конструкций новых контейнеров: с Стандартизация: тем, чтобы они соответствовали промышленным стандартам операционных (погрузочно-разгруэочных) и транспортных систем.

Минимизировать исследовательскую работу при проектировании и разработке приемочных испытаний, для обеспечения значительной экономии средств Использование многоразовых защитных вторичных упаковок (контейнеров, сосудов) может значительно уменьшить затраты.

Требования к Один из вариантов, который необходимо учитывать - это произзащите водство защитных контейнеров из повторно используемых слабо загрязненных материалов отходов (например, железа или свинца).

Затраты на строительство и эксплуатацию объектов для хранения и захоронения, а также на транспортировку, напрямую связаны с Эффективность Коэффициент соотношения массы к объему в упаковке должен упаковки быть оптимизирован для того, чтобы избежать лишних затрат.

Должны быть произведены оценки относительной стоимости транспортировки кондиционирования,хранения и захоронения В Украине вопросами обращения с РАО занимаются Минтопэнерго и МЧС: При этом каждое министерство создает свой контейнерный ряд и свои технологии обращения с РАО. В этой ситуации является необходимостью создание единого параметрического ряда контейнеров, что позволит сэкономить государственные ресурсы и унифицировать технологии обращения с РАО от их сбора и сортировки на предприятиях - производителях РАО до их захоронения на предприятиях МЧС.

Процесс обращения с РАО базируется на основных принципах государственной политики в сфере обращения с РАО, изложенными в ст.З Закона Украины «.Об обращении с радиоактивными отходами».

Важным является и создание условий для использования типовых подъемно-транспортных приспособлений и механизмов, а так же унификации инженерно - технических решений.

Необходимость развития контейнеризации РАО диктуется тем, что на АЭС Украины уже возникают проблемы, связанные с наличием дефицита свободных объемов для хранения РАО. Это хорошо видно из приведенного выше анализа динамики образования и накопления РАО на АЭС в последние годы.

Таблица 7.7. Защитные цели и основные функции контейнера 1.Приоритет защиты жизни и здоровья пер- 1.Обеспечение радиационной ной среды от влияния радиоактивных отзахоронении.

ходов в соответствии с государственными нормами радиационной безопасности;

2.Недопущение неконтролируемого скопле- контроля РАО при временном ния радиоактивных отходов. хранении и захоронении.

3.Гарантирование надежной изоляции ра- З.Обеспечение возможности дальдиоактивных отходов от окружающей при- нейшей переработки или захородной среды при обосновании безопас- ронения РАО.

ности хранилищ радиоактивных отходов;

4.Хранение радиоактивных отходов у производителей отходов ограниченное время с последующей передачей специализированным предприятиям по обращению с радиоактивными отходами;

б.Ответственность производителей радиоактивных отходов за безопасность при обращении с радиоактивными отходами до передачи их специализированным предприятиям по обращению с радиоактивными отходами.

К сожалению, имеющийся на АЭС контейнерный парк для обращения с РАО не унифицирован, более того, вследствие отсутствия в Украине единого параметрического ряда, разработанные в проектных институтах и КТО типы контейнеров не стыкуются между собой и с существующими транспортнотехнологическими схемами разных АЭС и предприятий МЧС.

Анализ существующего состояния по обращению с РАО на АЭС показал, что в настоящее время технология обращения с твердыми отходами на АЭС с реакторами типа ВВЭР предусматривает (таблица 7.8).

Рассматривая полную цепочку обращения с РАО и для определения стратегии развития контейнерного парка АЭС Украины недостаточно рассмотреть только существующее положение и проектируемые комплексы, необходимо представить схему обращения с РАО на АЭС в свете Законов Украины, НРБУ-97 и государственной политики по обращению с РАО.

Таблица 7.8. Анализ существующего состояния по обращению с РАО на АЭС сортировку твердых отходов по уровню сортировку твердых отходов по уровню активности в местах их образования;

сбор отходов 1 и частично II группы ак- сбор отходов 1 и частично II группы активнотивности в полиэтиленовые мешки по сти в полиэтиленовые мешки по месту их транспортировку вручную полиэтилено- транспортировку вручную полиэтиленовых вых мешков с отходами к местам накоп- мешков с отходами к местам накопления ления отходов (2-3 места на блок); отходов (6-7 мест на блок):

установку в местах накопления специ- установку в местах накопления специальальных контейнеров; ных контейнеров;

сбор отходов III группы и частично II группы активности в специальные биоактивности в специальные биозащнтные защитные контейнеры в местах их обраконтейнеры в местах их образования;

зования;

вывоз заполненных отходами контейне- с отходами в хранилище ТРО на промплоров в хранилище ТРО на машине ОТ-20; щадке и выгрузке отходов в «тяжелый»

выгрузка отходов из контейнеров в ячей- загрузку контейнеров в кузов машины типа ки для отходов 1 группы навалом.

Обращение с РАО на АЭС должно содержать следующую технологическую цепочку:

- сортировка ТРО по виду и активности в местах их образования;

- сбор ТРО 1-й группы в контейнеры-сборники в местах образования, что позволит ограничить контакт персонала с РАО, а значит уменьшить дозовую нагрузку персонала;

- транспортировка контейнеров-сборников с ТРО 1-й группы к местам накопления ТРО на блоке;

- выгрузка контейнеров-сборников в контейнеры-накопители, установленные в специально оборудованных местах;

- вывоз контейнеров-накопителей на машине в хранилище либо на узел сортировки;

- дистанционная выгрузка ТРО в хранилище (до пуска комплексов по переработке);

- при наличии комплексов: первичная переработка, затаривание в контейнеры и установка контейнеров в хранилище на временное хранение;

- изъятие контейнеров из хранилища, установка их на транспортное средство, оборудованное биологической защитой;

- перевозка отходов на Центральное предприятие по переработке РАО Украины для глубокой переработки (целесообразно на базе ЧАЭС);

-транспортировка на ЦПЗ для передачи на захоронение.

В таблице 7.9. показано общее накопление ТРО и ЖРО по всем АЭС Украины [17].

Таблица 7.9. Количество РАО в хранилищах АЭС Украины В таблицах 7.10, 7.11 показана потребность в контейнерах объемом 0, м" и 10,5 м.

Таблица 7.10. Потребность в контейнерах (бочках) У=0,2 м Учитывая, что источником РАО кроме АЭС Украины является и 30-ти километровая зона отчуждения с ПЗРО и ПВЛРО послеаварийного периода актуальность проблем контейнеризации резко возрастает.

С целью определения первоочередных типов контейнеров для временного хранения, перевозки и захоронения РАО АЭС низкой и средней активности были рассмотрены используемые и разрабатываемые типы контейнеров для РАО.

Проектируемые комплексы на ХАЭС и ЧАЭС могут внести коррективы в перечень установок на центральном предприятии, так как из пяти атомных станций Украины на трех из них проектируются и существуют комплексы по полной переработке РАО. Таким образом, на ЦППРО необходимо проектирование установок завершающих подготовку отходов к захоронению и не предполагаемых на АЭС (например, установка переплавки радиоактивно загрязненного металла).

Проанализировав виды контейнеров, применяемых в настоящее время на АЭС Украины, их технические характеристики, назначение, можно прийти к следующим выводам:

1. Большинство из используемых на АЭС контейнеров спроектированы станционными КТО (таблица 7.12).

2. Спроектированные контейнеры служат для накопления отходов на блоке и транспортировке их на временное хранение.

3. Транспортировка контейнеров в хранилище осуществляется на машине ОТ-20 (кроме ЧАЭС).

4. Контейнеры не предусмотрены для хранения РАО (даже временного) и практически отсутствуют контейнеры для временного хранения отходов.

5. Практически отсутствуют контейнеры для сбора отходов.

6. Все контейнеры спроектированы станционными КТО в соответствии с Правилами устройства и безопасности эксплуатации грузоподъемных механизмов.

7. Преимущественная часть контейнеров не согласована с регулирующими органами.

8. Отсутствуют элементы взаимной согласованности в вопросах контейнеризации между АЭС и МЧС Украины.

Таблица 7.12. Типы контейнеров, применяемых в настоящее время на АЭС Украины Чернобыльская АЭС.

У=1.4м 3 ; Вес- 600кг;

Грузоподъемность - 3000 кг;

Материал - углеродистая сталь;

Размеры мм - 1600 х 1500 х 1290;

Назначение - сбор и перевозка отходов и мусора.

Чернобыльская АЭС.

У=1,8м3; Вес- 220кг;

Грузоподъемность - 2000 кг;

Материал - углеродистая сталь;

Размеры мм - 1700x1040x Назначение - сбор и перевозка отходов и мусора.

Ровенская АЭС.

У=1.0м 3 ; Вес- 140кг;

Грузоподъемность - 350 кг;

Материал - нержавеющая сталь;

Размеры мм ( I х Н х В) - 1380x950x Назначение - сбор НАО и транспортировка Ровенская АЭС.

Грузоподъемность. - 325 кг - 460 кг.

Размеры мм (О х Н) - 0560x960;

Материал - углеродистая сталь;

Назначение - сбор и хранение солебитумного компаунда.

Хмельницкая АЭС.

Грузоподъемность. - 3000 кг;

Размеры мм (I. х В х Н) - 2130x1200x840;

Материал - нержавеющая сталь;

Назначение - для сбора, временного хранения и транспортировки ТРО I и II группы;

Хмельницкая АЭС.

Тип, марка - ГОСТ -3950-91;

Грузоподъемность. - 300 кг;

Размеры мм (Р х Н) - 0560x Материал - углеродистая сталь;

Назначение - для солевого плава;

Южно-Украинская АЭС.

Грузоподъемность - 3000 кг;

Размеры мм {I х Н х В ) - 2000x1000x1200;

Материал - нержавеющая сталь;

Назначение - для транспортировки ТРО I группы по территории промплощадки;

Южно-Украинская АЭС.

Грузоподъемность - 3000 кг;

Размеры мм (1_хН хВ)-2000x1000x1200;

Материал - нержавеющая сталь;

Назначение - для транспортировки ТРО I группы по территории промплощадки;

Южно-Украинская АЭС.

У = 0,1 м3; Вес- 12980кг;

Размеры мм (й х Н ) - 01220x1500;

Материал - углеродистая сталь;

Назначение - для транспортировки Южно-Украинская АЭС.

Грузоподъемность - 3000 кг;

Размеры мм (й х Н) - 0756x Материал - нержавеющая сталь;

Назначение - для транспортировки бочек с ТРО II группы;

МЧС Украины, НТЦ КОРО, НВИП «Струм», ОАО «НИИ ЧЕРМЕТМЕХАНИЗАЦИЯ» и ОАО «Криворожский центральный рудоремонтный завод» и др. разработан целый ряд металлических, железобетонных и двухслойных контейнеров «камень-бетон» для временного и долгосрочного хранения (захоронения), транспортировки радиоактивных отходов и токсичных материалов.

Контейнер «камень-бетон» (рис. 7.4 а, б, в) состоит из: внутреннего защитного слоя из каменного литья, обеспечивающего контейнеру герметичность и высокую антикоррозионную стойкость; наружной бетонной оболочки, обеспечивающей контейнеру необходимую механическую прочность и биологическую защиту.

Рис. 7.4. Двухслойные контейнеры «камень-бетон».

а) для твердых материалов, б) для солевого продукта и токсичных материалов, в) для металлических бочек с солевым продуктом и токсичными материалами 1 - каменное литье, 2 - бетонный корпус, 3 - крышка контейнера, 4 - отверстие, 5 - датчик Срок службы контейнеров, заполненных радиоактивными отходами 1 и И групп - не менее 300 лет, агрессивными или токсичными материалами - не менее 50 лет. Масса не заполненных контейнеров: объемом 0,3м3 - 1250 кг;

объемом 0.9м — 3500 кг. Основные размеры контейнеров типа «каменьбетон» приведены в таблице 7.13.

Таблица 7.13. Основные размеры контейнеров типа «камень-бетон»

Контейнеры могут быть использованы для: хранения (захоронения) твердых радиоактивных отходов I и II групп и твердых токсичных материалов; хранения (захоронения) солевого продукта - отходов атомных электростанций и токсичных жидких материалов; хранения металлических бочек заполненных солевыми продуктами или токсичными материалами.

В этом плане довольно результативными являются разработки НВИП «Струм». Силами НВИП «Струм» совместно с МНИИПМ «Ритм» по заказу УкрГО «Радон» разработан и изготовлен дистанционно управляемый комплекс (ДУК) (рис. 7.5.).

Рис. 7.5. Дистанционно управляемый комплекс (ДУК).

Он предназначен для выполнения погрузочно-разгрузочных и дорожностроительных работ в условиях опасных для здоровья и жизни человека, в том числе при обращении с твердыми радиоактивными отходами, высокотоксичными и ядовитыми веществами. ДУК выполнен на базе миниэкскаватора АТЕК711.

Дистанционно управляемый комплекс (ДУК) может выполнять следующие функции:

- выгрузка ТРО из хранилищ и загрузка в контейнеры;

- разрыхление слежавшихся и сцементированных ТРО и ядохимикатов;

- транспортирование загруженных емкостей;

- выполнение работ при обращении с ядовитыми и токсичными веществами;

-выполнение работ при ликвидации последствий чрезвычайных ситуаций и техногенных, экологических аварий.

НВИП «Струм» разработана конструкторская документация, изготовлены опытные партии, испытаны и сертифицированы железобетонные транспортно-защитные контейнеры для обращения с ТРАО (рис. 7.6, 7.7, 7.8, таблица 7.14).

Контейнеры предназначены для транспортировки, долговременного хранения и захоронения твердых радиоактивных отходов низкой и средней активности, а также могут использоваться для хранения других токсичных веществ и непригодных пестицидов.

Производство контейнеров организовано в г. Славутиче. В настоящее время предприятие готово выпустить 500 контейнеров в год. При модернизации производства, производственные мощности позволят довести годовой выпуск контейнеров до 7 тыс. штук.

Рис. 7.6. Общий вид транспортно-защитных контейнеров КТЗ для обращения с ТРАО.

Рис. 7.7. Железобетонный транспортно-защитный контейнер, Таблица 7.14. Основные характеристики железобетонных контейнеров для Для испытаний контейнеров предприятием «Струм» в г. Славутиче создан впервые на Украине испытательный полигон, который обеспечивает проведение испытаний контейнеров по всем параметрам: испытание на свободное падение, испытание на укладку штабелем, испытание на глубину разрушения, испытание защитных свойств (испытание ионизирующим источником).

В комплексе решаемых задач по ликвидации последствий аварии на ЧАЭС, НВИП «Струм» впервые в Украине на собственные средства разработало и изготовило опытный образец контейнеровоза КТРО-К (рис. 7.9) для перевозки контейнеров типа КТЗ-1,3, КЗНП-2,1 и КТЗ-3,0. Проведены испытания контейнеровоза КТРО-К и получены все необходимые разрешения на его эксплуатацию. Контейнеровоз оборудован средствами дозиметрического контроля и светосигнальной установкой маячкового типа с громкоговорящей связью.

В настоящее время НВИП «Струм» готово развернуть серийный выпуск контейнеровозов КТРО-К. Время изготовления серийного контейнеровоза - 4 месяца.

Для решения задач по первичной упаковке в НВИП «Струм» разработана, изготовлена и сертифицирована опытная партия первичной упаковки РАО.

Первичная упаковка представляет собой металлическую бочку (рис.

7.10), закрывающуюся крышкой, и предназначена для транспортировки и хранения (до 30 лет) твердых радиоактивных отходов (ТРО), шламов и отвержденных жидких радиоактивных отходов (ЖРО) не выше II группы опасности согласно СПОРО-85 и СПАС-88.

Первичная упаковка изготавливается в двух модификациях:

- ПУ-0,17 - с рабочим объемом 0,17 м. Предназначена для компактирования (прессования) ТРО совместно с первичной упаковкой (тонкостенная);

- ПУ-0,20 - с рабочим объемом 0,20 м 3, Предназначена для создания унифицированной дезактивирующей оболочки для разных видов ТРО, организованного хранения ТРО, упаковки и хранения прессованных и непрессованных ТРО, упаковки и хранения отвержденных ЖРО (битумные и цементные компаунды, стеклогрануляты, обезвоженный кристаллогидрат солей и т.п.), транспортирования ТРО на пункт переработки РАО или к месту их хранения, в том числе, в транспортно-защитных контейнерах КТЗ-1,3; КТЗ-3, (ТУ У13306137.006-99) или в составе транспортных упаковочных комплектов по ГОСТ 16327. НВИП «Струм» готово развернуть серийное производство указанных выше первичных упаковок.

В результате проведенного анализа, из общей структурной схемы контейнерного парка можно выделить тот минимальный ряд контейнеров, который может удовлетворить АЭС, и для которых существуют реальные условия для их производства [20].

/. Контейнер 90 дм3 - предназначен для сбора ТРО I группы в местах образования и транспортировки их местам накопления отходов на блоке.

Оборудован колесами и ручками для возможности опрокидывания его контейнер-накопитель. Должен быть выполнен из достаточно легких материалов, допускающих многократно дезактивацию. На контейнер разработана конструкторская документация и изготовлен опытный образец институтом УкрНИПИПТ, г. Желтые Воды.

2. Контейнер 300 дм3 - предназначен для сбора отходов низкой плотности I группы в местах образования транспортировки их к местам накопления отходов на блоке. Оборудован колесами и ручками для возможного опрокидывания его в контейнер-накопитель. Должен быть выполнен из достаточно легких материалов и допускать многократную дезактивацию. На контейнер разработана конструкторская документация изготовлен опытный образец институтом УкрНИПИПТ, г. Желтые Воды.

3. Контейнер 1мтранспортировке его либо в хранилищ либо в узел сортировки. Может использоваться для сжигаемых отходов при загрузке их в печь сжигания, ддя транспортировки отходов с АЭС на Центральное предприятие при условии организации биозащиты. Оборудован верхней загрузочной крышкой и разгрузочным днищем, а также грузозахватными приспособлениями, позволяющим использовать грузоподъемное оборудование АЭС. На контейнер разработана конструкторская документация изготовлены опытные образцы Киевским научно-исследовательским и проектно-конструкторским институтом «Энергопроект» для Хмельницкой АЭС.

4. Контейнер 5.85 м3 - предназначен для накопления на АЭС металлических отходов I группы, временного хранения их на АЭС и их транспортировки в биозащитном транспортном средстве на Центральное предприятие для переработки. Оборудован верхней загрузочной крышкой, а также грузозахватными приспособлениями, позволяющими использовать грузоподъемное оборудование АЭС и Центрального предприятия. На контейнер разработана конструкторская документация Институтом Патона, г. Киев.

5. Контейнер-бочка КРО-200 - предназначен для временного (в течение 30 лет) хранения отвержденных жидких радиоактивных отходов. Получена лицензия на опытную партию бочек заводом НСОиТ, г. Энергодар.

6. 180 или/и 200-литровая бочка - по ГОСТ 13950-91 - предназначена для прессования отходов в ней и временного хранения на АЭС. Возможно использование для суперпрессования предварительно спрессованных отходов. Стандартная бочка, изготавливаемая на заводах Украины.

7. Контейнер А65.021 - предназначен для сбора и транспортировки отходов II группы от мест образования до хранилища и выгрузки их в хранилище навалом. Оборудован верхней загрузочной крышкой и разгрузочным днищем, грузозахватными приспособлениями и биозащитой. Контейнер предусмотрен проектами АЭС. Существует на некоторых АЭС. Возможна закупка необходимого количества контейнеров в России.

8. Контейнер 20-ти (рутовый (33 м3) - предназначен для транспортировки автомобильным и железнодорожным транспортом отходов от АЭС на Центральное предприятие по переработке РАО. При необходимости оборудуется биозащитой. Стандартный контейнер используется для обычных перевозок морским и железнодорожным транспортом. Изготавливается в Украине.

9. Контейнер КНПУ-10.5 - предназначен для транспортировки и временного хранения отходов. Контейнер используется на предприятиях УкрГО «Радон». Изготавливается в Украине и предполагается к использованию на предприятии «Вектор» и ПКОТРО ЧАЭС.

10. Контейнер КЗНП-2.1 - предназначен для транспортировки и захоронения ТРО низкой и средней активности. Контейнер лицензирован и сертифицирован. Изготавливается в Украине и предполагается для использования в хранилищах предприятия «Вектора».

Разработанные контейнеры типа КЗНП, к сожалению, по ряду показателей (большой вес, малая вместимость и др.) не удовлетворяют требованиям АЭС. Станциям необходим более легкий многофункциональный контейнер типа КНПУ-10,5 (разработка НТЦ КОРО). Вес контейнера - 2,1т, полезный объем - 10,5 м. Этот контейнер позволяет осуществлять сбор РАО, их хранение, перевозку, захоронение без дополнительных перегрузок РАО.

С учетом дефицита площадей более удобным являлся бы меньший по габаритам контейнер КНПУ-6,5 (полезный объем 6,5 м ). Однако, он пока находится в стадии разработки. Кроме контейнеров для реализации схемы обращения с РАО АЭС Украины необходимо разработать вспомогательное оборудование для обращения с контейнерами, а именно: захваты, траверсы, направляющие для загрузки контейнеров в ячейки, пандусы для транспортировки контейнеров по блоку, специализированные тележки и т. п. [64, 117Основные типы разрабатываемых контейнеров показаны в таблице 7.15.

Таблица 7.15. Типы контейнеров, разработанных в Украине для обращения с РАО Назначение: для многократного сбора и транспортировки ТРО 1, 2 групп в спецмашине ОТКонтейнер КНПУ-10,5.

Емкость контейнера: 0,9 м3;

Вес пустого контейнера: 3600 кг;

Вес загруженного контейнера: 5000 кг;

Наружн. разм. мм (О х Н): 1470x1400;

Внутрен. разм. мм р х Н): 1075x980;

Толщина стенки камен. литья, мм: 45;

Толщина стенки ж/бетона, мм: 152,5;

Материал: ж/бетон, каменное литье;

Складирование: до 5-х ярусов.

Назначение: долгосрочное хранение и захоронение среднеактивных ТРО, содержащих а- активные, трансурановые и токсичные элементы;

Емкость контейнера: 2,1 м3;

Объем занимаемый в хранилище: 6,96 м Вес пустого контейнера: 7200 кг;

Вес загруженного контейнера: 10000 кг;

Наружные размеры, мм (Ь х \М х Н): 1940x1940x1850;

Внутренние размеры, мм (1х \Л/х Н): 1500x1500x1000;

Толщина стенки, мм: 220;

Материал: железобетон;

Емкость: 200 л стандартных бочек, шт.: 4;

Складирование: до 5-х ярусов в высоту.

Назначение: долгосрочное хранение и захоронение низко- и среднеактивных ТРО.

Вес загруженного контейнера: 21500 кг;

Емкость: 200 л стандартных бочек, шт.: 18;

Складирование: до 5-х ярусов в высоту Назначение: долгосрочное хранение и захоронение низко- и среднеактивных ТРО Вес загруженного контейнера: 25 кг;

Складирование: до 3-х ярусов в высоту;

Назначение: для смешивания ЖРО с отверждающей матрицей и долгосрочного хранения.

Назначение: долгосрочное хранение и захоронение среднеактивных ТРО, содержащих аактивные, трансурановые и токсичные элементы;

Не следует опять же забывать, что лишь только в Украине существует кроме АЭС еще один источник РАО - 30-ти километровая зона отчуждения с временными ПЗРО и ПВЛРО послеаварийного периода.

В результате проведенных исследований Институтом поддержки АЭС [17], НАЭК «Энергоатом» и дальнейшего изучения и анализа данных по образованию радиоактивных отходов и заполнению хранилищ РАО и в соответствии с п. 2 решения протокола технического совещания от 22.09.99 по вопросу «Создание единого контейнерного ряда для МЧС и Минэнерго Украины на базе существующих разработок» предложены для преимущественного использования несколько типов контейнеров, конструкции которых согласованы с МЧС Украины (на случай перевозки и передачи РАО на длительное хранение или захоронение).

Использование этих типов контейнеров позволит создать (удовлетворяющую требованиям АЭС и МЧС Украины) транспортно-технологическую цепочку по обращению с РАО от их сбора до захоронения.

С целью проведения единой технической политики по обращению с РАО рекомендовано использовать на АЭС следующие типы контейнеров:

1)КРО-200, углеродистая сталь, V = 0,2 м 3 - для сбора и хранения битумированных ЖРО, солевого плава;

2) Бочка тонкостенная, углеродистая сталь, V = 0,17 м 3 - для сбора и прессовки РАО ( РАО прессуются вместе с контейнером в «блины»);

3) Контейнер (бочка), углеродистая сталь, V = 0,2 м 3 - для затаривания «блинов», цементирования ЖРО и «блинов», перевозки на комплекс «Вектор» для захоронения;

4) Контейнер КЗНП-2,1, железобетон, V = 2,1 м — для перевозки на комплекс «Вектор» и захоронения контейнеров (бочек V = 0,2м) с РАО II группы;

5) Контейнер КНПУ-10,5, углеродистая сталь, V = 10,5 м - для перевозки 24 контейнеров (бочек V = 0,2 м 3 ).

6) Контейнер из углеродистой стали, V = 5 - 6 м 3 - для перевозки контейнеров (бочек V = 0,2 м ).

Реализация данной идеологии в разработке контейнеризации даст возможность предпринять реальные шаги по созданию единого параметрического ряда контейнеров и создаст предпосылки для повышения эффективности управления и безопасности в сфере обращения с РАО в Украине. До настоящего времени АЭС Украины практически оставались один на один с решением контейнерной проблемы. В разные годы отдельными организациями и предприятиями проявлялась инициатива и делались попытки определения направлений развития и создания отдельных типов контейнеров. Именно благодаря этому, на сегодняшний день появился определенный опыт по созданию контейнера - от конструкторской документации до получения лицензии на серию. И именно, теперь должна начаться реальная работа по созданию контейнерного парка Украины.

Таблица 7.16. Ориентировочная потребность в различных контейнерах для АЭС, необходимая для определения перспектив развития контейнерного парка АЭС Украины Контейнер-сборник 90 дм" Контейнер-сборник Контейнер-накопитель 6. Бочка для ТРО I гр. для накопленных РАО 7. Для ТРО III гр. КНИ 8. Для ТРО III гр. ТЭН 9. Для ТРО III гр. ИК Бочка для отвержденных 8200 шт/год 11 Транспортный контейнер Глава 8. ПЗРО и ПВЛРО в зоне ликвидации последствий аварии Пункты захоронения радиоактивных отходов (ПЗРО) и пункты временной локализации радиоактивных отходов (ПВЛРО) создавались в 1986гг. войсками гражданской обороны при проведении дезактивационных работ вокруг 4-го блока ЧАЭС и прилегающей к нему территории. Это диктовалось сложившимся к моменту принятия решения об их создании радиационным состоянием территорий с учетом реальных технико-экономических возможностей в условиях проведения аварийно-восстановительных работ с целью снижения высоких уровней техногенного радиационного фона в районах выполнения ликвидационных мероприятий в 1986 - 1987гг. путем создания грунтовых хранилищ траншейного типа вблизи мест наибольшего поверхностного загрязнения. Общее количество траншей и буртов составляет более 800 единиц.

Принцип размещения обусловлен расположением действующих ПВЛРО в пределах сверхнормативно загрязненных территорий (зона отчуждения), проектируемыми технологическими процессами по обращению с захороненными в них отходами и необходимостью обеспечения условий безопасной локализации РАО с учетом радиационно-экологической и социальноэкономической целесообразности.

ПЗРО рассчитаны на временную эксплуатацию до 30 лет и требуют особого внимания к обеспечению безопасной эксплуатации, так как создавались в чрезвычайных условиях 1986-1987 г. г. В то же время ПЗРО «Подлесный» имеет конструктивные дефекты, в связи с чем загрузка РАО в него прекращена. Необходимо также выполнить комплекс мероприятий для приведения ПЗРО «3-я очередь ЧАЭС» в полное соответствие требованиям, предъявляемым к ПЗРО.

В настоящее время ведутся работы по приведению ПЗРО в безопасное состояние. Реализация этих работ не осуществлена в полном объеме в связи с финансовыми и организационными трудностями.

ГСП «Комплекс» обеспечивает эксплуатацию экологически опасных хранилищ радиоактивных отходов - ПЗРО и ПВЛРО на основании лицензии №07/5-ЕО-0996-27 выданной Государственному предприятию «Комплекс»

12.09.96 г. Минэкобезопасности Украины. Основная задача ГПС «Комплекс»

заключается в предотвращении выноса радиоактивного загрязнения за пределы зоны отчуждения.

В соответствии с Уставом Государственного специализированного предприятия «Комплекс», зарегистрированным 17.03.98 № 187, а также изменениями и дополнениями к Уставу, зарегистрированными 15.06.99 №187/30, предметом деятельности предприятия являются:

1. Обследование и инвентаризация мест хранения РАО в зоне отчуждения, ведение реестра радиоактивных отходов и кадастра хранилищ РАО, анализ экологической опасности мест скопления РАО и принятие решений по их локализации;

2. Дезактивация территории, зданий и сооружений, материалов и оборудования, машин и механизмов, сбор и захоронение радиоактивных и техногенных отходов;

3. Эксплуатация пунктов временной локализации радиоактивных отходов в зоне отчуждения и зоне безусловного (обязательного) отселения;

4. Эксплуатация технологических объектов и спецобъектов, связанных с хранением радиоактивных отходов;

5. Пылеподавление с целью предотвращения миграции радионуклидов;

6. Дезактивация спецодежды и белья для предприятий зоны отчуждения и зоны безусловного (обязательного) отселения, эксплуатация санпропускников;

7. Ремонт технологического и электротехнического оборудования;

8. Техническое обслуживание законсервированных объектов;

10. Технологический радиационный контроль при выполнении работ основной деятельности;

11. Сопровождение научно-исследовательских и опытноконструкторских работ по усовершенствованию технологий и оборудования основной производственной деятельности;

12. Внедрение новой техники и технологий; международное сотрудничество по основной производственной деятельности предприятия;

13. Участие в работах по ликвидации радиационных аварий на предприятиях, учреждениях и организациях Украины;

14. Предоставление консультативно-методической помощи по устранению аварийных ситуаций и ликвидации последствий радиационных аварий на предприятиях, учреждениях и организациях;

15. Другие виды деятельности, которые не запрещены законодательством Украины и способствуют решению поставленной деятельности.

Государственное специализированное предприятие «Комплекс» обеспечивает эксплуатацию пунктов захоронения радиоактивных отходов (ПЗРО), представляющих экологическую опасность для окружающей среды из-за угрозы распространения из них радиоактивного загрязнения: «Подлесный»

площадью 60 тыс. м содержащий РАО 3-й группы активности; ПЗРО «Буряковка», площадью 140 тыс. м2 содержащий радиоактивные отходы 1-й и 2-й группы активности; ПЗРО «3-я очередь ЧАЭС (Комплексный)», содержащий РАО 1-й и 2-й группы активности;

ГСП «Комплекс» проводит дезактивацию наиболее загрязненных участков территории и оборудования в зоне отчуждения для предотвращения распространения радиоактивного загрязнения за ее пределы, а также сбор, переработку, транспортировку и захоронение радиоактивных отходов с обеспечением безопасности работ в соответствии с требованиями Законов Украины «Об использовании ядерной энергии и радиационной безопасности», «Об обращении с радиоактивными отходами», другими нормативными документами и «Государственной программой обращения с радиоактивными отходами в Украине на 1996-2000гг. и до 2005 г.». Однако, ограничение финансирования не позволяет выполнять работы по программе в достаточном для соблюдения безопасности объеме.

Приведенные ниже данные по пунктам захоронения радиоактивных отходов (ПЗРО) и пунктам временной локализации радиоактивных отходов (ПВЛРО) в 30-ти км зоне отчуждения получены путем анализа информации, имеющейся в документах указанных в перечне используемой литературы.

Таблица 8. 1. Пункты захоронения РАО а зоне отчуждения Наименование ПЗРО «Комплексный»

14 Пл. «Чернобыль (гор. свалка)»

сооружен и принят в эксплуатацию в декабре 1986 г. в районе бывшего хутора «Подлесный» приблизительно в 2,5 км восточнее города Припять и на расстоянии 1,5 км севернее Чернобыльской АЭС. Расстояние до Припятского затона около 550 м и приблизительно 1,2 км севернее ПЗРО находится река Припять. С южной стороны к площадке ПЗРО примыкают поля фильтрации очистных сооружений.

Предназначен для захоронения РАО с мощностью дозы гаммаизлучения от 50 Р/ч до 250 Р/ч (в контейнерах). Тип хранилища - модульный.

Модули А-1 и Б-1 частично заполнены высокоактивными отходами: в модуль А-1 загружено 2650 м 3 РАО, в модуль Б-1 загружено 1310 м 3 РАО (рис 8.1).

Поверх отходов в модули залит слой бетона толщиной 1.5 м и засыпан сверху слоем песчано-гравийной смеси.

Территория ПЗРО ограждена и оборудована средствами охранной сигнализации. На территории ПЗРО «Подлесный» имеется сеть контрольнонаблюдательных скважин (КНС) в количестве 26 шт. С 1986 года различными организациями в районе ПЗРО «Подлесный» пробурено 12 наблюдательных скважин, а в 1995 году КИИЗИ ЭП оборудовал дополнительно 14 стационарных наблюдательных скважин при подготовке проекта консервации по которым ведется постоянный контроль за состоянием грунтовых вод. На ПЗРО проводится регулярный контроль за техническим состоянием хранилища, производится ремонт ограждения, обновление знаков радиационной опасности, заделка обваловочной насыпи, выполняются профилактические работы на законсервированном технологическом оборудовании.

В конструкции ПЗРО имеются дефекты, в связи с чем загрузка РАО в ПЗРО прекращена в 1988 году. ПЗРО «Подлесный» требует принятия дополнительных специальных мер для обеспечения безопасности. Проект консервации ПЗРО «Подлесный» разрабатывает Киевский институт «Киевэнергопроект».

В состав ПЗРО «Подлесный» входят хранилища в виде модулей типа А (4 хранилища) и Б (4 хранилища). Строительные конструкции модулей представляют собой железобетонные стены, выполненные из монолитного бетона и бетонных блоков, установленных на общей фундаментной бетонной плите.

Толщина стен модуля типа А равна 1,12 м, модуля типа Б - 2,4 м.

Радиоактивные отходы загружены только в модули А-1 и Б-1 приблизительно на половину объема. РАО относятся к 3-й группе согласно СПОРО-85, мощность дозы гамма-излучения составляет от 50 Р/ч до 250 Р/ч.

Сведения о количестве захороненных радиоактивных отходов и их радионуклидном составе имеют низкую степень определенности.

По результатам изысканий ВНИИАС, проведенных в 1988 году, и натурных обследований мест захоронения, выполненных предприятиями зоны отчуждения УДК, СП «Комплекс» и отделом радиогидрогеологии НТЦ НПО «Припять» в 1990 году, получена оценка радиоактивных отходов (таблица 8.2), размещенных в ПЗРО «Подлесный».

Данные этих оценок приведены в приложении «Результаты инвентаризации мест хранения и захоронения радиоактивных отходов по состоянию на 01.01.90 г.» и утверждены генеральным директором НПО «Припять». Методы обследований и оценок до настоящего времени не сохранились. Эти же данные в дальнейшем были использованы при составлении «Ведомостей инвентаризации мест хранения и захоронения радиоактивных отходов».

Таблица 8.2. Ориентировочный радионуклидный состав ПЗРО «Подлесный»

Радионуклид По данным ведомости инвентаризации в ПЗРО «Подлесный» размещено радиоактивных отходов в количестве 22 тыс. тонн, объемом 11 тыс. м 3, активностью - 3 • 10' 5 Бк (7-104 Ки).

Обследования ПЗРО «Подлесный» были выполнены также в 1990 гг. ВНИПИЭТ при разработке рабочего проекта консервации ПЗРО. При этом было определено, что в ПЗРО находятся радиоактивные отходы с активностью 7-10 Ки. По прогнозам ВНИПИЭТ суммарная активность РАО к году снизится до величины 2,0-10 Ки.

Таблица 8.3. Состав РАО ПЗРО «Подлесный» по а- и р- загрязненности Методы оценки данных, представленных в таблице 8.3, отсутствуют.

Эти данные значительно отличаются по количеству радиоактивных отходов (активности), приведенных в ведомости инвентаризации. Для получения более достоверных данных о радиоактивных отходах, находящихся в ПЗРО «Подлесный», необходимо провести дополнительные обследования хранилищ ПЗРО.

ПЗРО «Буряковка» расположен в 23 км от ЧАЭС и принят в эксплуатацию в феврале 1987 года. ПЗРО «Буряковка» является основным пунктом по приему, переработке и контролируемому хранению РАО в зоне отчуждения. Предназначен для захоронения твердых радиоактивных отходов (ТРАО) 1 и 2 группы по мощности дозы гамма-излучений (до 1 Р/час). ПЗРО «Буряковка» является долговременным хранилищем, но по действующим регламентирующим документам не рассчитан на захоронение долгоживущих радиоактивных отходов. Охрана осуществляется постом милиции.