Химические и нехимические (механические) методы дезактивации

Методом непрерывной очистки дезактивации на АЭС является непрерывная очистка части теплоносителя (продувки) на ионообменных фильтрах системы спецводоочистки. Однако это не предотвращает полностью образование радиоактивных отложений.

Разработка методов периодической химической дезактивации проводится, как правило, применительно к конкретным условиям данной: АЭС с учетом количества, структуры, химического и изотопного состава отложений и целей дезактивации. Если дезактивация должна быть полной, то при разработке методов следует исходить из необходимости полного растворения всего окисного слоя, включая и трудно растворимые соединения. При выборе метода дезактивации конкурирующие методы оценивают по следующим критериям: коэффициент дезактивации; степень коррозионного воздействия на основные конструкционные материалы; количество сбросных радиоактивных вод; возможность концентрирования активности (например, на ионообменных! фильтрах, если радионуклиды в дезактивационном растворе несут заряд); технологические условия проведения процесса дезактивации (температура, время, скорость движения раствора и т. п.); возможность использования основного оборудования контура; дефицитность реагентов, их стоимость, условия хранения, обращения и т. д.

В отличие от процесса очистки от отложений на ТЭС удаление радиоактивных отложений на АЭС связано с дополнительными трудностями: необходимостью удаления окисной пленки, а иногда и поверхностного слоя основного металла на глубину нескольких микрометров; разработка растворов и технологии дезактивации для удаления весьма труднорастворимых окислов хрома Сг203, железа Fe304 и смешанных типа хромата FeCr204.

На первой стадии процесса используется окислительный раствор. Его назначением является окисление аниона Сг203 до хромат-иона, окисление нерастворимого хромата FeCr2C>4 Д° растворимой формы хромата и двухвалентного железа до трехвалентного и окисление магнетита до более растворимых окислов. Наибольшее распространение для этой цели получил раствор едкого натра NaOH (0,5-1,5%)*и перман- ганата калия КМп04 (0,05-0,15%). Аналогичное действие оказывает сложный раствор, куда входят перекись водорода и комплексоны НТА (нитрилтриуксусная кислота) или ЭДТА.

На второй стадии можно использовать большое количество реагентов, назначение которых растворить подготовленные к этому радиоактивные элементы отложений. Для этой цели чаще всего используют органические кислоты (щавелевую, лимонную, аммонийцитрат) и комплексоны (ЭДТА, НТА и др.). После каждой стадии проводится тщательная водная отмывка поверхностей. Обе стадии дезактивации, включая водные отмывки после каждой стадии, составляют один цикл. По опытным данным за 3- 4 цикла можно удалить 97-99% активных отложений. Основным недостатком многостадийного метода дезактивации является большое количество сбросных радиоактивных вод, которые требуют переработки и захоронения.

Стремление при проведении дезактивации сократить количество радиоактивных отходов, подлежащих переработке, побуждает совершенствовать технологию дезактивации. Весьма перспективным является метод высокотемпературной дезактивации с применением композиций на основе комплексонов, опробованный на Белоярской АЭС. При этом резко сокращается число стадий и соответственно количество сбросных вод, а возможность концентрации активности облегчается, так как в растворе образуется заряженный комплекс, который может быть легко выведен на ионообменных фильтрах. Этот же метод может быть использован, если в составе конструкционных материалов реакторного контура есть стали перлитного класса.

Химический метод дезактивации целесообразно использовать применительно к оборудованию установок спецводоочистки, циркуляционных петель реактора и контура в целом, насосам, арматуре, приводам СУЗ, чехлам хранения кассет и инструменту.

Иногда для удовлетворения эксплуатационных потребностей может оказаться достаточной дезактивация части реакторного контура.

Этой цели служат специальные дезактивационные установки, например используемая на АЭС с реакторами ВВЭР-440 установка для дезактивации ПГ.

Некоторые детали (детали ГЦН, приводов СУЗ) или крупногабаритные узлы (участки трубопроводов, улитки ГЦН, стенки бассейнов перегрузки и выдержки отработавших твэлов) иногда более удобно дезактивировать электрохимическим методом. Сущность его заключается в электрохимическом растворении поверхности изделия в растворе электролита при пропускании через него постоянного тока. Изделие является анодом, катод изготавливается из свинца или алюминия и его форма должна воспроизводить конфигурацию дезактивируемой поверхности.

Для дезактивации больших поверхностей (наружных поверхностей технологического оборудования, внутренних поверхностей баков и бассейнов, полов и стен помещений и т. п.) используется пароэмульсионный метод f36]. Здесь в качестве дезактивирующего используется раствор, содержащий щавелевую кислоту концентрацией 20 г/кг, поверхностно-активное вещество ОП-7 концентрацией 5 г/кг и гексаметафосфат натрия - 5 г/кг. С помощью специального пистолета, к которому подводится пар давлением 0,8-1,2 МПа, раствор в виде паровой эмульсии наносится на поверхность. Скорость обработки поверхности ~ 1 м2/мин. В зависимости от состояния поверхности и вида загрязнения дезактивирующий раствор можно менять.

Локальные загрязнения и инструмент иногда дезактивируют механическим способом. В этом случае используют реагенты и технологию многостадийного метода химической дезактивации, нанося растворы специальными щетками, протирками и т. п.

Жидкие радиоактивные отходы на АЭС имеют существенно разную активность. Основные принципы организации их обработки в системе АЭС - концентрация активности в минимальном объеме, подлежащем захоронению, и возврат в систему АЭС максимального количества очищенной воды.

Экономически целесообразно первый принцип реализовать при раздельной обработке отходов с разной активностью. Высокоактивные отходы, удельная активность которых более 10~4 Ки/кг (дренажи, протечки, трапные воды, дезактивационные растворы и т. п.), обрабатываются на многоступенчатых испарительных установках или на испарительных установках в сочетании с ионообменными фильтрами. Отходы низкой удельной активности менее Ю-4 Ки/кг (продувка ПГ, сбросы спецпрачечной и душевых) проходят обработку на ионообменных фильтрах или на одноступенчатых испарительных установках. Из дренажных баков через регенеративный теплообменник вода направляется в выпарной аппарат, где происходит концентрирование примесей и коагуляция их с помощью азотнокислого кальция. Концентрат из выпарного аппарата направляется в доупариватель, где содержание примесей доводится до 20- 40%. Подогреватели выпарного аппарата и доупаривателя обогреваются отборным паром турбины (р - 0,35 МПа). Насыщенный пар из обоих аппаратов проходит очистку в скруббере выпарного аппарата и направляется в конденсатор-дегазатор. Радиоактивные и другие неконденсирующиеся газы (С02, 02 и т. п.) направляются в систему СГО, а конденсат насосом через охладитель - на очистную установку, где последовательно проходит механический и ионообменные фильтры. Очищенный конденсат поступает в контрольный бак и после проверки его качества подается в баки чистого конденсата или на повторную обработку. Концентрат радиоактивных отходов из отключенного доупаривателя сжатым воздухом передавливается в хранилище жидких отходов для длительного хранения. Периодически в ХЖО гидротранспортом подаются сорбенты ионообменных фильтров и фильтрующий материал механического фильтра.

Хранилище жидких отходов представляет собой систему подземных бетонных емкостей, внутри которых размещены баки из нержавеющей стали аустенитного класса для хранения радиоактивных отходов. Конструкция баков выполнена по принципу «бак в баке». Баков не менее двух - рабочий и резервный. При возникновении неплотности во внутреннем баке в результате длительного хранения коррозионно-активной среды высокой концентрации наружный бак предотвращает выход радиоактивных отходов в окружающую среду. В этом случае содержимое рабочего бака перекачивается в резервный. Для осуществления этой технологической операции используется вакуумная емкость, которая подключается к рабочему баку. Из рабочего бака жидкость под атмосферным давлением (из полостей внутреннего и наружного баков) поступает в вакуумную емкость, а из нее передавливается сжатым воздухом в резервный бак.

В баке хранения ионообменных и фильтрующих материалов на дне имеется фильтрующий слой, через который проходит вода, участвующая в гидротранспортировке. С помощью вакуумной емкости она может быть направлена на очистку с целью ее многократного использования.

Во время хранения в ХЖО продолжается радиоактивный распад нуклидов, выделение тепла и газов. Для охлаждения и вентиляции к ХЖО осуществляется подвод и отвод воздуха.

Хранилища рассчитаны на 5 лет работы. Исходя из этого например, для блока с реактором ВВЭР-440 емкость рабочего и резервного баков составляет 500 м3, а бака для хранения сорбентов - 150 м3. После этого срока активность жидких радиоактивных отходов снижается и их отверждают.

Целью отверждения является фиксация радиоактивных отходов. Для этого применяют цементирование или битумирование. Битумная масса сливается в бочки, которые отправляются на длительное хранение. Бочки (или цементные блоки) хранят на открытых площадках, в траншеях или специальных бетонных хранилищах. В ФРГ для этой цели используют старые соляные шахты. Некоторые страны (Бельгия, Нидерланды, Австрия и др.) из экономических побуждений сбрасывают бочки в море на глубину 5000 м. Это антигуманное решение, противоречащее обеспечению долгосрочной безопасности человечества, встречает резкое осуждение советских ученых.

Твердые радиоактивные отходы АЭС можно спрессовывать или сжигать.

При прессовании объем отходов уменьшается в 2-8 раз. Производительность работающих в СССР и других странах установок составляет 50-70 кг/ч (рраб - 20,0 МПа). Брикеты складывают в бочки и цементируют. При сжигании объем отходов уменьшается "в 40-50 раз, а унос радиоактивных веществ с газами, направляемыми в свою систему газоочистки, составляет 10%. Образующаяся зола смешивается с жидкими отходами низкой активности, отверждается и в твердом виде отправляется на длительное хранение.

Методы дезактивации, используемые при техническом обслуживании, ремонте, а также снятии предприятий атомной промышленности с эксплуатации, обычно разделяют на три основные категории: химические, электрохимические и нехимические (или механические). Применительно к металлическим отходам, образующимся в процессе снятия предприятий с эксплуатации, разрабатывается также метод дезактивации, в основу которого положен процесс переплава.

Химические методы используются, главным образом, для дезактивации металлических поверхностей и основаны на растворении оксидных слоев, которые образуются на металлических поверхностях оборудования в процессе его эксплуатации и в которых накапливается основная часть радионуклидов. Выбор химического реагента зависит от многих факторов, в том числе от природы радиоактивного загрязнения, характера оксидного слоя (физической структуры, растворимости, химического состава), свойств основного конструкционного материала, планов дальнейшего использования оборудования (вопросы коррозии металла) и других факторов.

Химические методы дезактивации обычно подразделяют на две группы: «жесткие» методы, в которых используют реагенты с высокой (>1 % по массе) концентрацией, и «мягкие» - соответственно с низкой (<1 % по массе) концентрацией. Основные технологические требования к процессам химической дезактивации:

• высокая скорость процесса;

• высокая эффективность дезактивации (коэффициент дезактивации >20);

• низкая технологическая и остаточная коррозия оборудования;

• простота технологии обработки отходов;

• небольшие объемы отвержденных форм отходов.

Общий технологический принцип почти для всех процессов химической дезактивации - окисление металлов, входящих в состав поверхностного слоя, с последующим растворением окисленных форм металлов, как правило, в присутствии комплексообразователей. Некоторые обобщающие данные об этих двух группах методов химической дезактивации представлены в табл. 2.

В процессе химической дезактивации используют также различные химические соединения или смеси химических реагентов в виде гелей, пен или паст. Основное преимущество таких форм - возможность их применения для обработки больших объемов на единицу массы, чем в случае жидких реагентов. Другое преимущество - небольшие объемы отходов и возможность взаимодействия реагентов с дезактивируемой поверхностью во времени. Недостатками являются более низкая эффективность дезактивации и возможные трудности при обработке образующихся отходов.

Таблица 2

Один из вариантов химических методов дезактивации - использование удаляемых полимерных пленок. В составы для образования таких пленок (полиэтилен, казеин, поливинилхлорид) вводятся различные дезактивирующие реагенты (кислоты, окислительно-восстановительные реагенты, комплексообразователи). Их можно наносить на дезактивируемую поверхность различными техническими средствами, в том числе в виде аэрозолей. После затвердевания образовавшиеся пленки с включенными в них радиоактивными загрязнениями удаляются. Основные преимущества использования этого метода - появление только твердых отходов, исключение диспергирования радиоактивности. Основные недостатки - возможность высокого облучения персонала (пленки обычно удаляются с поверхностей вручную), а также возможность радиолиза при длительном контакте пленки с радиоактивными компонентами. Коэффициент дезактивации изменяется от 1,7 (для кирпича) до 100 (в случае нержавеющей стали).

Дезактивация металлических поверхностей с использованием электрохимических процессов (иногда называемых электрополировкой) основана на анодном растворении поверхностного слоя металла, содержащего радиоактивное α-, β-, γ-загрязнение [ ]. В качестве электролита обычно применяют фосфорную, а также серную или щавелевую кислоты. Изучалась также возможность использования щелочных электролитов (растворы солей NaNO3, Na3ВОз-10Н2О, Na2 C2O 4 и NaF).

В последнем случае электрохимический эффект несколько ниже, чем для фосфорной кислоты, однако метод более благоприятен с точки зрения последующей очистки электролита от радиоактивного загрязнения. Типичные условия для применения фосфорной кислоты: концентрация 40-80 % по массе, электродный потенциал 8-12 В, плотность тока 5-50 А/дм2, температура электролита 48-80 °С. Процесс в основном реализуется в условиях стационарных установок, однако в последнее время разработана техника, которая позволит использовать его непосредственно на месте для дезактивации наружной поверхности крупных объектов, а также внутренней поверхности резервуаров, трубопроводов, перчаточных боксов и других объектов Процесс характеризуют высокая скорость, высокая эффективность дезактивации, низкие объемы отходов (при использовании методов очистки электролитов и возврата их в цикл), возможность получения гладких поверхностей, возможность реализации процесса в дистанционно управляемом варианте.

Нехимические (механические) методы дезактивации основаны на физическом удалении радиоактивных загрязнений с поверхности при помощи различных механических средств. Главный недостаток этих методов - возможность образования большого количества пыли, аэрозолей, испарений, а также твердых и жидких отходов. Использование некоторых из этих методов связано также с вероятным облучением персонала. Механические методы дезактивации представлены в табл.3.

Таблица 3

Существуют и более технологичные способы дезактивации, например, обработка специальными химическими реагентами, криогенная обработка, обработка струями частиц сухого льда и многие другие. Так, при очистке труб теплообменников применяются: метод химической очистки (степень очистки - до 20%), метод очистки электромагнитными импульсами на установках серии «Зевс» (степень очистки - до 30%), метод очистки высоконапорными установками серии «Хаммельманн» и «Атюмат» (ЗАО «Центр котлоочистка» г. Москва, степень очистки - до 50%), гидромеханический метод установками серии «КРОК» и т.д. Все эти методы обладают многими недостатками. Наиболее общими из них являются образование и вторичный разнос большого количества жидких радиоактивных отходов или пыли, и необходимость присутствия персонала в рабочей зоне. Все они трудоемки, энергоемки, требуют большого количества дорогостоящих расходных материалов (растворы кислот, щелочей, поверхностно-активных веществ) и приводят к образованию значительного количества жидких радиоактивных отходов, хранение, переработка и утилизация которых требует огромных затрат. Очистка и дезактивация поверхности лазерными импульсами лишена всех этих недостатков и не вносит новых, а также обладает большим потенциалом дальнейшего совершенствования как в плане новых физических идей и технологий очистки и дезактивации, так и в отношении значительного усовершенствования оборудования.