Промислова екологія - Апостолюк C.O. - 6.3.3. Знешкодження та перероблення рідких радіоактивних речовин

Знешкодження та перероблення рідких радіоактивних відходів, особливо з високим рівнем активності, є важливим завданням. Для рідких викидів низької та середньої активності часто застосовують розрідження і витримування, особливо для відходів, що містять короткоживучі ізотопи. Рідкі радіоактивні відходи зберігають у спеціальних резервуарах або захоронюють. Типовий резервуар тривалого зберігання (захоронення) відходів зображений на рис. 6.8.

Рис. 6.8. Поперечний розріз типового резервуара для захоронення рідких відходів у Саван-Рівері (США): 1 — піддон; 2 — подача висушеного повітря; 3 — індикатор витоку; 4 — конденсатор; б — фільтр; 6 — пристрій для запису температури; 7 — рівнемір для рідини в баку; 8 — подача та вивід охолоджувача через змійовики; 9 — рівнемір для рідини в піддоні; 10 — контроль повітря; 11 — рівень землі; 12 — бак з маловуглецевої сталі

Захоронення рідких відходів здійснюють у різних умовах. Дуже часто відходи, що містять короткоживучі ізотопи, захоронюють у спеціально відведених місцях, наприклад, у мілких викопаних траншеях, бетонних ямах.

Знищення радіоактивних речовин через захоронення у мілких бетонних або земляних траншеях е звичайною практикою в деяких країнах-членах "Євроатому". Відходам можуть надавати необхідної форми або просто завантажувати у транспортні контейнери.

Нині існують загальні принципи захоронення рідких радіоактивних відходів у неглибоких траншеях:

— умови захоронення у неглибоких траншеях повинні забезпечити ізоляцію радіонуклідів у зоні застосування протягом заздалегідь визначеного періоду;

— умови захоронення зумовлені геологічними обставинами, однак штучні бар'єри (покриття траншеї, лінія траншеї, бетонні ями) та надання відходам належного стану зумовлюють відповідний тип захоронення;

— на основі попередньо визначеного часу та локальних умов навколишнього середовища потрібно встановити верхні межі для загальної кількості довгоживучих ізотопів.

З 1946 і до середини 60-х років деякі країни світу (Велика Британія, США та ін.) практикували скидання радіоактивних відходів з низьким рівнем радіації. В 1975 р. введена в дію Лондонська конвенція про запобігання забрудненню морів викидами відходів та інших матеріалів, де визначено загальні основи для запобігання недопустимому забрудненню морів як радіоактивними, так і звичайними речовинами.

Міжнародним агентством з атомної енергетики прийняті допустимі величини викидів у море радіоактивних відходів, а саме:

— альфа-активні відходи з періодом піврозпаду понад 50 років (за наявності радію-226 не більше ніж 100 кюрі/рік) можуть скидатись у будь-якому одному місці — 10 кюрі/т;

— бета-гамма-активні відходи (виключно зі стронцієм-90 і це-зієм-137) — 108 кюрі/т: стронцій-90 + цезій-137 — 102 кюрі/т; тритій — 10е кюрі/т.

Ці значення становлять верхню межу питомої активності викидів у 100 000 т/рік у будь-якому місці.

Крім вимог, що обмежують питому активність відходів для викидів у море, повинні використовуватися методи оперативного контролю. Ці методи включають контроль за придатністю контейнерів для відходів, які повинні залишатися неушкодженими до моменту досягнення дна моря. Вибрана площа затоплення контейнерів має відповідати певним критеріям, особливо з точки зору можливої подальшої експлуатації ресурсів морського дна. Крім цього, необхідно контролювати використання спеціально обладнаних кораблів, а кваліфіковані експерти повинні спостерігати за всіма етапами затоплення. Довгоживучі радіоактивні відходи можуть також захоронюватися у підземних штучних або природних пустотах, де немає ґрунтових вод.

Основним критерієм, за яким вибирають місце і процес захоронення рідких радіоактивних відходів, є здатність геологічного середовища ізолювати відходи, доки вони залишаються небезпечними.

Перед захороненням рідкі радіоактивні відходи повинні проходити попереднє оброблення. Найґрунтовніше оброблення включає хімічні процеси співосадження, коагуляцію, фільтрацію, іонний обмін і випаровування. Досліди вчених підтверджують, що найбільш ефективним методом вилучення з радіоактивних відходів ізотопів стронцію та цезію є іоннообмінний метод. Одночасно зі стандартними іоннообмінними смолами для вилучення та утримування радіоактивних лужних і лужноземельних елементів часто застосовують неорганічні іоннообмінники (іоніти). Перспективними іонітами для очищення стічних радіоактивних вод вважають цеоліти, глинисті алюмосилікатні мінерали, до яких належать бентонітові глини (монтморилоніт, бейделіт), каолініт, біотит і вермикуліт.

Більшість методів перероблення рідких радіоактивних відходів зводиться до утворення концентрованих відходів, які необхідно утримувати. Вони твердіють і їм надають зручної для безпечного зберігання і захоронення форми. Переведення радіонуклідів та інших безпечних сполук у тверді форми досягається вилученням вільної та кристалізованої води. Тут можна виділити дві групи процесів: кальцинацію та твердіння.

До процесів кальцинації належать прогартування з подальшим спіканням, сплавленням зі склоподібними домішками, а також гаряче пресування. Сюди також може належати зневоднення та розкладання термічно нестійких сполук, отримання керамічних матеріалів тощо. У процесах твердіння як зв'язуючі речовини застосовують: термопластичні (бітуми), неорганічні (цемент, гіпс), термореактивні (карбамідні, поліефірні смоли) матеріали.

Найчастіше для затвердження рідких радіоактивних відходів використовують цементування, бітумування та гіпсування. Порівняльна оцінка деяких методів твердіння рідких радіоактивних відходів наведена в табл. 6.6 [9].

В останні роки часто з'являються наукові розробки щодо фіксації середньоактивних РВ у асфальті (метод бітумування). Суть цього методу зводиться до такого. Рідкі відходи та емульсований асфальт безперервно змішують у випарювальному апараті.

Випаровування проводять при температурі 160 °С, при якій з цієї суміші випаровується вода. Продукт, що залишився у випарному апараті, у вигляді гомогенної суміші солей та асфальту зби

Таблиця 6.6. Порівняльна оцінка деяких методів твердіння рідких радіоактивних відходів

рають у сталеві барабани ємністю 200—300 л. Після герметизації барабани спрямовують на довічне зберігання або захоронення. Конденсат із випарювального апарата аналізують, а потім спрямовують у систему видалення низькоактивних відходів. Твердий продукт, що утворився в процесі оброблення, надійно утримує радіоактивні речовини, розподілені у твердій матриці асфальту. Асфальт надійно капсулює частинки твердих відходів. Такий бітумований продукт майже нерозчинний.

Достатньо ефективним є метод оскління рідких радіоактивних відходів. Одна із таких схем розроблена у Росії (рис. 6.9). Основним елементом цієї схеми є прямокутний басейн, викладений із вогнетривких блоків у металевому корпусі. Електропіч розділена на дві зони: варильну та виробіткову довжиною відповідно 2400 мм і 315 мм при ширині 800 мм.

Виробіткова та варильна зони з'єднуються донним перетоком шириною 70 мм і висотою 200 мм. Тепло для процесу виділяється

Рис. 6.9. Схема установки для оскління рідких радіоактивних відходів (Росія): І — керамічний плавильник; 2 — ємність із скломасою, 3 — труби водного охолодження; 4 — виробіткова зона; 5 — донний перетік; 6 — варильна зона; 7 — молібденові електроди; 8 — трубчасті живильники; 9 — барботер з трубчастим холодильником; 10 — фільтр грубого очищення; 11 — фільтр тонкого очищення; 12 — колона для вловлювання тетраоксиду рутінія; 13 — абсорбційна колона для вловлювання оксидів азоту

у розплавленій скломасі під час пропускання змінного електричного струму між електродами, виготовленими із молібдену.

Установка працює таким чином. Перероблений розчин подають у варильну зону через трубчасті живильники без форсунок. Для отримання фосфатного скла розчин попередньо змішують з ортофосфорною кислотою. Для отримання боросилікатного скла як флюси використовують мінерал — датолітовий концентрат і діоксид кремнію. Під живильниками на скломасі утворюється кальцинований продукт, на верхній поверхні кальцинату зневоднюється поданий розчин й кальцинується сухий залишок, нижня частина якого поступово переходить у розплавлений шар.

Якщо накопичується скломаса, рівень якої у варильній та виробітковій зонах завдяки донному перетоку стає однаковим, то готове скло зі зливного отвору у виробітковій зоні стікає у приймальну циліндричну ємність. Об'єм зливної порції скла становить 200 л.

Відхідні гази з електропечі надходять у барботер — конденсатор, що складається із барботера з трубчастим холодильником і трубчастого дефлегматора. Парогазовий потік подають у нижню частину апарата, в якому завдяки барботажу через шар охолоджувальної рідини (конденсату) відбувається конденсація парів води та азотної кислоти, а також вилучення та розчинення твердої фази і радіонуклідів у конденсаті. Додаткова конденсація парів здійснюється в трубчастому дефлегматорі. Очищення газу від аерозолю відбувається на фільтрах грубого та тонкого очищення. Для вловлювання парів тетраоксиду рутенію призначена колона з піролюзитом. Кінцеве очищення газів від оксидів азоту здійснюється в абсорбційній колоні.

6.3.4. Знешкодження та перероблення твердих радіоактивних відходів

Вибір методів знешкодження та перероблення твердих радіоактивних відходів залежить від їхньої вогнестійкості та ступеня радіоактивності. Враховуючи це, в наш час використовують різноманітні поширені методи знешкодження та захоронення цих відходів, таких як спалювання, гідравлічне пресування, високотемпературне та високочастотне плавлення тощо.

Методи захоронення твердих відходів високої, середньої та низької активності зводяться переважно до захоронення металевих контейнерів та складування у заздалегідь підготовлені траншеї або свердловини з подальшим засипанням шаром піску, гравію та землі. Місце захоронення повинно знаходитись на підвищенні для забезпечення стікання поверхневих вод з ділянки захоронення та запобігання їхньому затопленню. Відходи слід захоронювати в стабільних глибинних геологічних формаціях, земних надрах під дном моря, глибинних водах океанів.

Схема сховища для тривалого зберігання твердих радіоактивних відходів з великим періодом піврозпаду, розробленого у США, наведена на рис. 6.10. Сховища аналогічних конструкцій використовують також у Швеції, Норвегії, Голландії та інших країнах. У Японії розроблений спосіб тривалого зберігання радіоактивних відходів у вигляді гнучких стрічок із скловолокна, намотаних на барабан.

Перед захороненням радіоактивні відходи на спеціальній установці змішують з БЮ2, розплавляють і з розплаву витягають скловолокна, які сплітають у гнучку стрічку. Стрічка закритими напрямними шинами подається у підземну шахту й намотується на барабан. Для контролю в стрічку вплітаються світлопроводи, за допомогою яких стежать за процесами в стрічці.

На цьому етапі розвитку атомної енергетики вченими всього світу ведуться безперервні пошуки більш перспективних технологій знешкодження та перероблення радіоактивних відходів.

Рис. 6.10. Схема сховищі для твердих радіоактивних відходів.