WWW.DISUS.RU

БЕСПЛАТНАЯ НАУЧНАЯ ЭЛЕКТРОННАЯ БИБЛИОТЕКА

 

Гидротермальная переработка кубовых остатков аэс

На правах рукописи

Шматко Сергей Иванович

Гидротермальная переработка кубовых

остатков АЭС

Специальность 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая

проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени

кандидата технических наук

Москва - 2007

Работа выполнена в Институте химии Дальневосточного отделения РАН

Научный руководитель доктор химических наук, профессор,

академик РАН

Сергиенко Валентин Иванович

Официальные оппоненты доктор технических наук, профессор

Горбатых Валерий Павлович

доктор технических наук

Рябчиков Борис Евгеньевич

Ведущая организация Физико-энергетический институт

им. академика А.И. Лейпунского

Защита состоится 14 ноября 2007 г. в 13 час. 00 мин. на заседании диссертационного совета К 201.001.01 при ОАО «Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций» (ОАО «ВНИИАЭС») по адресу: 109507, г. Москва, ул. Ферганская, 25.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ОАО «ВНИИАЭС».

Автореферат разослан 12 октября 2007 г.

Ученый секретарь

диссертационного совета

к.т.н., ст.н.с. Б.Я.Березин

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

АКТУАЛЬНОСТЬ ПРОБЛЕМЫ Экологическая безопасность работы атомных электростанций (АЭС) во многом определяется уровнем технологий обращения с радиоактивными отходами (РАО). Совершенствование технологии обращения с РАО, одним из важнейших компонентов которых являются жидкие радиоактивные отходы (ЖРО), является, в настоящее время, одной из основных задач обеспечения экологической безопасности работы АЭС. Главным требованием экологической безопасности переработки ЖРО, является уменьшение вероятности попадания долгоживущих радионуклидов в окружающую среду, что можно обеспечить, превращая жидкие радиоактивные отходы в твердые радиоактивные отходы (ТРО). При этом объем ТРО, полученных в процессе иммобилизации ЖРО и предназначенных для долговременного хранения, определяет уже экономическую сторону переработки ЖРО. Таким образом, основной задачей совершенствования технологий переработки ЖРО является обеспечение надежной иммобилизации ЖРО и сокращение объемов ТРО передаваемых на долговременное хранение. При этом следует учитывать, что стоимость долговременного хранения единицы объема ТРО многократно больше стоимости переработки единицы объема ЖРО. Наиболее проблематичной в производственном цикле обращения с ЖРО на АЭС является стадия переработки кубовых остатков (КО) спецводоочистки (СВО) АЭС. Разработанные к настоящему времени технологии цементирования, битумирования и глубокого упаривания КО не дают существенного уменьшения объемов РАО и приводят к ТРО, не обеспечивающим достаточно безопасного хранения. Внедряемая в производство в последнее время технология ион-селективной очистки КО имеет множество недостатков, в первую очередь связанных с используемым в технологии процессом озонирования КО. Именно поэтому разработка новых технологий обращения с КО АЭС, позволяющих эффективно перерабатывать КО в ТРО с минимальным объемом передаваемых на долгосрочное хранение РАО, актуальна для обеспечения безопасности работы АЭС и снижения себестоимости обращения с РАО на АЭС.

Данная работа выполнена в соответствии с плановой тематикой Института химии.

ЦЕЛЬ РАБОТЫ заключается в:

  1. разработке новых способов обращения с КО АЭС и создания на их основе технологии переработки КО АЭС в ТРО, передаваемые на долговременное хранение;
  2. испытании разработанной технологии на реальных кубовых остатках АЭС;
  3. оценке экономической эффективности разработанной технологии.

Для достижения поставленных целей необходимо было решить следующие научные задачи:

    • разработать принципиальную схему гидротермальной технологии переработки КО АЭС;
    • провести систематические исследования возможностей гидротермальной переработки КО АЭС;
    • разработать экономическое обоснование гидротермальной переработки КО АЭС.

НАУЧНАЯ НОВИЗНА Гидротермальные технологии в последнее время показали свою перспективность в самых различных областях химической технологии. В то же время работ по использованию гидротермальных технологий в очистке жидких радиоактивных отходов до настоящего времени нет. Настоящая работа является первой работой в области применения гидротермальных технологий в области обращения с жидкими радиоактивными отходами.

ПРАКТИЧЕСКОЕ ЗНАЧЕНИЕ РАБОТЫ На базе полученных научных результатов была создана технология гидротермальной очистки КО АЭС. С 05.2006 по 11.2006 г на 1-2 блоках НВАЭС проведены стендовые испытания гидротермальной технологии очистки КО АЭС.

НА ЗАЩИТУ ВЫНОСЯТСЯ

  • Результаты лабораторных, опытных и стендовых испытаний гидротермальной технологии очистки КО АЭС.
  • Экономические расчеты эффективности гидротермальной технологии переработки КО АЭС.

Личный вклад автора Автором разработаны основные положения гидротермальной технологии переработки КО АЭС, проведены расчеты экономической эффективности данной технологии.

Апробация работы. Результаты работы докладывались на II и III семинарах МАГАТЭ по теме «Обращение с проблемными ЖРО» (Киев, 2005 и Мумбаи (Индия), 2006), на конференции «Радиационная безопасность АЭС» ВНИИАЭС (Москва, 2005), на конференции «Современная химия (Теория, практика) Экология» (Барнаул, 2006), на конференции «Приморские зори» (Владивосток, 2007), КРГ МАГАТЭ «Ядерное наследие СССР на Дальнем Востоке РФ».



Публикации По результатам работы получено два патента РФ, опубликовано 3 статьи и два технических документа МАГАТЭ.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

В Главе «Литературный обзор» рассмотрена общая схема образования кубовых остатков в технологических процессах обращения с ЖРО на АЭС, дана краткая химическая и радиохимическая характеристика кубовых остатков выпарных аппаратов СВО АЭС и рассмотрены, как уже используемые в практике, так и разрабатываемые методы переработки кубовых остатков АЭС. Поскольку наиболее перспективными методами переработки кубовых остатков являются селективные методы, в которых загрязняющие радионуклиды селективно удаляются из общего солевого раствора, в обзоре уделено специальное внимание селективным сорбентам, позволяющим осуществить такие процессы. Кроме того, рассмотрены различные способы жидкофазного окисления растворов, так как одной из основных задач, решаемых в данной работе, является именно разработка нового метода окисления органических компонентов кубового остатка.

В главе «Основные принципы гидротермальной переработки кубовых остатков АЭС» в разделе «Экспериментальное исследование извлечения радионуклидов при переработке кубовых остатков АЭС» приведены результаты лабораторных исследований по сорбционной и сорбционно-реагентной очистке кубовых остатков АЭС селективными сорбентами и сорбционно-реагентными материалами. Показано, что эффективное извлечение радионуклидов цезия из высокосоленых растворов происходит при использовании целого ряда селективных сорбентов. В то же время использование сорбентов и ионообменных смол, селективных к радионуклидам кобальта не приводит к селективной очистке кубовых остатков. Показано, что причиной такой устойчивости является прочные комплексы «коррозионных» радионуклидов (главным образом 60Со, а также 54Mn и др.) с органическими лигандами. Причем из всех органических комплексообразователей, присутствующих в кубовых остатках основную роль играет этилендиаминтетрауксусная кислота (ЭДТА). Окисление ЭДТА тем или иным способом позволяет решить проблему извлечения радионуклидов кобальта. В процессе работы было установлено, что окисление, протекающее при высоких температурах, независимо от типа окислителя намного более эффективно для решения проблемы извлечения радионуклидов кобальта, чем окисление при низких температурах. Именно поэтому в дальнейшем была предпринята попытка разработать систему очистки кубового остатка с использованием окисления при температурах выше температуры кипения раствора и соответственно при повышенных давлениях, то есть в гидротермальном режиме.

В разделе «Принципиальная схема гидротермальной переработки кубовых остатков АЭС (лабораторные эксперименты)» приведены результаты лабораторных экспериментов изучения гидротермального окисления растворов, моделирующих кубовые остатки. На рис. 1 и 2 показана экспериментальная установка, в которой проводили эксперименты.

Рис.1. Лабораторная установка гидротермального окисления

 Схема лабораторной установки для исследования гидротермального-1

Рис. 2. Схема лабораторной установки для исследования гидротермального окисления; 1- насос для раствора; 2- насос для окислителя; 3,4 – вспомогательные клапаны для промывки насосов; 5 – смеситель; 6- регулятор давления; 7- реактор-фильтр; 8 – электрическая печь; 9- термопара; 10 – регулятор температуры; 11- теплообменник; 12- дросселирующий клапан.

На рис.3 показаны некоторые экспериментальные результаты окисления систем, содержащих комплексы Со-ЭДТА.

Видно, что при достаточно высоких температурах (200 и более 0С) при достаточно малых временах пребывания раствора в реакторе происходит значительная очистка растворов от радионуклидов 60Со.

При использовании фильтрации раствора непосредственно в реакторе на слое нерастворимого фильтрующего материала можно значительно повысить эффективность очистки (рис.4).





 Очистка кубовых остатков от радионуклидов кобальта в лабораторной-3



Рис.4. Очистка кубовых остатков от радионуклидов кобальта в лабораторной установке при различной скорости потока жидкости через реактор с фильтрующей загрузкой.

Из рис. 4. видно, что при фильтрации через слой магнетита на малых скоростях потока происходит значительная очистка раствора от радионуклидов кобальта. В то же время при увеличении скорости потока до некоторого критического значения происходит резкий сброс накопленной активности. Раствор, выходящий из реактора при высокой скорости потока, является тонкой суспензией оксидов железа. При этом активность вытекающей суспензии превышает активность исходного раствора.

Объяснение этому можно дать, рассматривая следующую модель процесса.

Окисление комплексов кобальт-ЭДТА и железо-ЭДТА происходит как в объеме раствора, так и на поверхности фильтрующей загрузки. При этом часть оксидов, образовавшихся в объеме раствора успевает перекристаллизоваться на поверхности фильтрующей загрузки. Причем скорость такой перекристаллизации – ограничена. При увеличении скорости потока раствора часть образовавшихся оксидов не успевает перекристаллизовываться и накапливается на фильтрующем слое как шлам. После накопления достаточного количества такого оксидного шлама, он срывается с поверхности частиц фильтрующего слоя и выносится в раствор. При этом, поскольку образовавшиеся оксиды содержат радионуклиды кобальта, активность раствора увеличивается по сравнению с исходным раствором. Связь данного явления со скоростью кристаллизации оксидов на поверхности фильтрующего слоя подтверждает зависимость значения такой «критической» скорости потока от температуры реактора (рис.5.)

 Зависимость «критической» скорости очистки от температуры. Видно, что-4

Рис.5. Зависимость «критической» скорости очистки от температуры.

Видно, что с увеличением температуры, когда скорость кристаллизации возрастает, соответственно увеличивается «критическая» скорость фильтрации.

Кристаллизацию образующихся оксидов подтверждают АСМ-изображения, полученные для разных стадий отработки засыпки реактора (Рис.6).

На рисунке видно, что гранулярная структура первоначальной загрузки реактора превращается в слоистую структуру оксида, который образуется при окислении комплексов кобальта и железа с ЭДТА.

 АСМ-изображение шихты реактора в процессе окисления кубовых остатков -8

Рис.6. АСМ-изображение шихты реактора в процессе окисления кубовых остатков

Структура образующихся оксидов, как показано рентгенофазовыми исследованиями соответствует структуре шпинели.

Проведенные лабораторные эксперимента подтвердили перспективность гидротермальной технологии при переработке кубовых остатков АЭС.

В разделе «Результаты стендовых испытаний технологии гидротермальной переработки кубовых остатков НВАЭС» приведены результаты стендовых испытаний гидротермальной технологии, проходивших в мае-ноябре 2006 г на 1-2 блоках НВАЭС Стендовые испытания проходили в соответствии с программой испытаний № 6/2006/ТОСБЭ/35 от 10 мая 2006 г. Целями стендовых испытаний были:

  • Оценка возможностей гидротермальной технологии переработки кубовых остатков АЭС
  • Определение оптимальных технологических параметров гидротермальной переработки кубовых остатков АЭС
  • Испытание различных катализаторов процесса окисления
  • Испытание различных ферроцианидных сорбентов для очистки кубовых остатков от радионуклидов цезия
  • Испытание схемы предочистки кубовых остатков на ферроцианидных фильтрах со смещаемым вводом очищаемого раствора
  • Оценка радиационного загрязнения оборудования в гидротермальном процессе
  • Оценка коррозионного разрушения оборудования в гидротермальном процессе

На рис. 7 приведена принципиальная схема стенда.

Исходный кубовый остаток (КО) поступает из хранилища жидких отходов (ХЖО) в расходную ёмкость 1 в количестве, достаточном для обеспечения работы установки в течение смены. Из расходной ёмкости 1 КО подаётся насосом 2 с точным поддержанием подачи в ферроцианидный фильтр предочистки 3, в котором КО очищается от 137Cs и на вход дозирующего сдвоенного насоса 4 марки Prominent Meta C. Перед насосом установлены ротаметры 16, предназначенные для наблюдения за стабильностью работы обеих плунжерных пар (цилиндров) насоса. Далее КО подаётся на 4-х секционный теплообменник 12 для подогрева за счет теплоты КО, выходящего из реактора. Теплообменник выполнен по системе «труба в трубе» с противоточной схемой движения сред и позволяет вернуть в процесс до 80% теплоты. Затем КО поступает через тройник 13 на вход малоинерционной радиационной печи 14.

Подача обоих цилиндров насоса регулируется без остановки насоса раздельно в пределах от 1 до 15 л/час с точностью 5%. Перекись водорода из расходной ёмкости 5 подаётся на приёмный патрубок двухплунжерного насоса 6. На трубопроводах подачи КО и перекиси установлены датчики давления тензометрического типа КРТ, сигнал от которых поступает на вход измерительно – управляющих блоков ТРМ 202, позволяющих регистрировать и поддерживать постоянное давление в системе установки путём отключения насоса 4. Малоинерционная печь позволяет достаточно точно поддерживать заданную температуру протекающей по обогреваемому змеевику жидкости (смесь КО и Н2О2). В реакторе находится катализатор, ограниченный со стороны входа и выхода раствора плотными сетками во избежание его уноса.

Из реактора очищенный от кобальта КО направляется в теплообменник 12, затем окончательно охлаждается в холодильнике 13 и выходит в сборник обработанного раствора. В холодильнике циркулирует вода из автономной системы охлаждения. Давление в установке регулируется игольчатыми клапанами оригинальной конструкции. Раствор после клапана попадает на сорбционный фильтр №2 для извлечения остатков 137Cs.

Для обеспечения радиационной безопасности при накоплении радионуклидов предусмотрены датчики -излучения, кроме того реактор и сорбционные фильтры №1 и №2 расположены вне зоны нахождения оператора.

Общий вид стенда приведен на рис.8

Некоторые результаты гидротермальной очистки кубового остатка от радионуклидов кобальта приведены на рис.9 и 10 и в Табл.1. Видно, что при данном объеме реактора эффективность очистки кубового остатка от Со-60 сильно зависит как от температуры процесса, так и от скорости потока кубового остатка. Причем повышение температуры процесса позволяет эффективно очищать кубовый остаток при высоких скоростях потока. Объем ТРО (отработанные ферроцианидные фильтры и реакторы) в результате переработки составил 0.3% от объема переработанного кубового остатка.

Таблица 1.

Очистка кубового остатка от радионуклидов цезия и кобальта

(активность радионуклидов в исходном кубовом остатке: Cs-137 5.9*106 Бк/дм3, Со-60 3.7*105 Бк/дм3)

Температура реактора, 0С Скорость потока кубового остатка, дм3/час Концентрация перекиси водорода, % Активность очищенного кубового остатка по 60Со, Бк/дм3 Активность Cs-137, Бк/дм3 Фильтр-1 Активность Cs-137, Бк/дм3 Фильтр-2
250 5 2.5 < 37 4070 < 37
200 10 1.4 55 4070 <37
190 15 1.5 148 7700 <37
210 7 2.5 <37 13300 55

 Зависимость очистки кубового остатка от скорости потока (С Н2О2 =-10

Рис. 9. Зависимость очистки кубового остатка от скорости потока (С Н2О2 = 1.7%)

 Зависимость очистки кубового остатка от концентрации перекиси-11

Рис.10. Зависимость очистки кубового остатка от концентрации перекиси водорода в растворе (Т=200 0С).

Радиационное загрязнение оборудования гидротермальной установки может стать важным фактором, определяющим возможность использования гидротермальной технологии в промышленной переработке кубовых остатков АЭС. В табл.2 приведены результаты измерений радиационного загрязнения отдельных частей гидротермальной установки. Видно, что наибольшему радиационному загрязнению подвергаются части аппаратуры, имеющие максимальный температурный градиент в области смешения кубового остатка и перекиси водорода.

Таблица 2.

Радиационное загрязнение отдельных элементов стенда

Части оборудования Мощность дозы гамма-излучения, мкР/с Рабочая температура, 0С
Теплообменник 1, вход 0.5 40
Теплообменник 1, середина 0.9 70
Теплообменник 1, выход 0.7 90
Теплообменник 2, вход 1.4 90
Теплообменник 2, середина 1.3 110
Теплообменник 2, выход 1.9 120
Нагреватель смешанного потока, вход 4.1 100
Нагреватель смешанного потока, середина 10.0 160
Нагреватель смешанного потока, выход 7.5 180

В Главе 5 «Принципиальная технология гидротермальной переработки кубовых остатков АЭС» рассмотрены особенности технологии переработки кубовых остатков, с использованием стадии гидротермального окисления. Общая технологическая схема приведена на рис. 11. Она включает предварительную фильтрацию кубовых остатков на механическом фильтре и подачу его на установку (на схеме не показаны). Кубовый остаток подается на стадию предварительной фильтрации, через ферроцианидный фильтр. При этом снижается удельная активность кубового остатка примерно до 1% от исходного значения. Предварительно очищенный кубовый остаток подается на стадию гидротермального окисления. На этой стадии раствор нагревается в теплообменниках до температуры 200-250 0С, смешивается с раствором перекиси водорода и подается в реактор, заполненный катализатором. После охлаждения кубовый остаток охлаждается в теплообменнике и подается на окончательную фильтрацию через ферроцианидный фильтр доочистки, на котором доочищается до норм радиационной безопасности. Очищенный кубовый остаток подается на цементацию, а отработанные ферроцианидные фильтры и реакторы являются единицами хранения ТРО. В главе 5 приведена возможная аппаратурная схема установки для гидротермальной переработки кубового остатка и общие параметры гидротермального процесса.

В Главе 6 «Экономическое обоснование гидротермальной технологии переработки кубовых остатков АЭС» рассмотрены экономические аспекты применения гидротермальной технологии переработки кубовых остатков АЭС.

Первоначальной стадией обращения с РАО является раздельный сбор отходов по методам их кондиционирования. Последующая переработка радиоактивных отходов производится с целью уменьшения объема радиоактивных отходов. Уменьшение объема отходов позволяет существенно снизить затраты на строительство хранилищ, транспортировку РАО и их захоронение.

Однако традиционные технологии кондиционирования ЖРО с использованием цементирования и битумирования приводят к увеличению объема кондиционированных РАО и соответственно к увеличению затрат на хранение, транспортировку и захоронение. Кроме того, битумный компаунд, содержащий нитраты, является горючим материалом.

Предлагаемая в настоящей работе технология гидротермальной переработки ЖРО позволит существенно сократить объемы отходов, подлежащих захоронению. При её использовании образуются радиоактивные отходы в виде фильтров-контейнеров с отработанными неорганическими сорбентами и катализаторами. Очищенные от радионуклидов растворы концентрируются до сухих солей, которые размещаются на полигонах промышленных отходов. Объем кондиционированных РАО, образующихся при использовании данной технологии, в тысячи раз меньше объема исходных ЖРО.

Для сравнительной технико-экономической оценки обращения с ЖРО выбраны три технологии: цементирование, битумирование и селективная очистка кубового остатка от радионуклидов с последующим хранением и захоронением кондиционированных отходов. Вариант хранения концентратов ЖРО на площадке АЭС противоречит современным требованиям безопасности, и по этой причине не рассматривался.

При достигнутых уровнях поступлений ЖРО с учетом среднесрочной программы строительства новых блоков к 2020 году на площадках АЭС будет накоплено 230 194 м3 концентрированных отходов. В результате кондиционирования ЖРО методами цементирования и битумирования с 25% наполнением радиоактивными солями образуется более 460 500 м3 радиоактивного компаунда. Переработка к 2020 году всего объема накопленных и вновь образующихся ЖРО методом селективного выделения радионуклидов с помощью гидротермальной технологии приведет к образованию приблизительно 800 м3 кондиционированных РАО.

Стоимость установок по переработке ЖРО.

Расчет стоимости установок по переработке ЖРО произведен на основании уже существующих и утвержденных установок. Предполагается, что погрешность в стоимости создания и эксплуатационных расходов установок из-за специфики условий на различных АЭС не превысит ± 10%. Технико-экономические характеристики установок по кондиционированию ЖРО приведены в таблице 3.

Предположим, что для переработки 230 294 м3 ЖРО, потребуется 14 лет. В этом случае необходимое количество установок с учетом их производительности находим по формуле:

VЖРО/Pt,

где VЖРО – объем перерабатываемых отходов (м3); Р- производительность установок (м3/г); t- время за которое производится переработка (г). Подставив численные значения, получаем необходимое количество установок - 17 (приблизительно по одной установке на АЭС).

Таблица 3.

Технико-экономические характеристики установок по кондиционированию ЖРО

Установка Производитель-ность, м3/год Коэффициент уменьшения объема Стоимость создания ** млн. руб./г. Эксплуатационные расходы, млн.руб./г.
Установка горячего цементирования 1000 0,3 160,0 6,5
Установка битумирования 1000 0,3 185,0 7,4
Установка гидротермальной очистки ЖРО 1000 250* 170,0 10,0 (с учетом фильтр-контейнеров – 20 шт./г)

* Коэффициент сокращения объема 250 вместо 1000 выбран, исходя из условий, при которых кондиционированные РАО относятся к категории среднеактивных отходов.

** Имеются в виду капитальные затраты на ремонт или замену оборудования.

Расчет стоимости затрат на обращение с ЖРО проводим по каждой из стадий отдельно. Предварительное упаривание является стадией обязательной для всех вариантов кондиционирования ЖРО. Поэтому в расчете стоимости стадия упаривания не учитывалась. При расчете стоимости по вариантам кондиционирования исходили из годовых затрат на переработку 1000м3 ЖРО (годовая производительность установок) и последующим затратам на обращение с уже кондиционированными продуктами.

В соответствии с нормативными документами (НП-019-2000) срок службы установок по кондиционированию РАО должен быть не меньше срока эксплуатации АЭС. Принимаем, что время эксплуатации установок составит 45 лет.

Стоимость кондиционирования ЖРО

Годовые затраты на кондиционирование ЖРО по вариантам переработки находим по формуле:

Cr = Cуст./t +Cэкспл. (1)

Где Cr- годовая стоимость переработки 1000м3 с солесодержанием 350 г/л; в млн.руб.

Cуст- стоимость установки, млн. руб; t-время эксплуатации установки, год;

Сэкспл – эксплуатационные расходы, млн.руб/год

Подставляя значения приведенные в таблице 3 в формулу 1 получаем затраты на кондиционирование 1000м3 ЖРО по вариантам: цементирование – 10,1 млн.руб; битумирование – 11,5млн.руб; гидротермальная технология – 13,8 млн.руб. Удельные затраты на кондиционирование 1м3 ЖРО можно определить по уравнению:

Cуд = (Cуст./t +Cэкспл.)/Р

Где Суд- удельные затраты (себестоимость) на кондиционирование 1 м3 в млн.руб/м3; Р- годовая производительность установки по кондиционированию ЖРО, м3/год. Таким образом, удельные затраты на кондиционирование 1 м3 ЖРО составят:

• цементирование – 0,0101млн. руб/м3;

• битумирование – 0,0115млн. руб/м3;

• гидротермальная технология – 0,0138млн. руб/м3;

При кондиционировании ЖРО по гидротермальной технологии кроме кондиционированных РАО образуются нерадиоактивные соли, основными составляющими которых являются нитраты и бораты натрия. Данные вещества относятся ко второму классу опасности. Норматив платы за размещение одной тонны такого рода отходов в пределах установленных лимитов составляет 745,4 рубля. При переработке 1000м3 ЖРО с удельным солесодержанием 350 г/л образуется 350 тонн нерадиоактивных солей. Затраты на обращение с ними составят 260 890 рублей, или 260,89 рублей при переработке одного кубического метра ЖРО. Таким образом затраты на кондиционирование методом селективной очистки 1м3 с учетом удельных затрат на обращение с нерадиоактивными солями составит 14 060,89 руб./м3.

При кондиционировании 1000м3 ЖРО методом цементирования и битумирования образуется 3330 м3 цементного или битумного компаунда или 16650 шт. 200 литровых бочек или контейнеров в каждом варианте кондиционирования. В процессе переработки ЖРО гидротермальной технологией образуется 4м3 кондиционированных РАО или 20 фильтр-контейнеров. Кондиционированные отходы подлежат временному хранению на площадке АЭС в специальных хранилищах.

Хранение кондиционированных РАО.

Удельная стоимость хранилищ и стоимость хранения кондиционированных отходов полученных в вариантах переработки 1000м3 приведены в таблице 4. Стоимость хранения кондиционированных РАО от переработки 1000м3 определено как произведение объема на удельную стоимость хранилища.

Таблица 4.

Стоимость хранения кондиционированных РАО на АЭС полученных при переработке 1000м3 ЖРО.

№ п/п Тип хранилищ Удельная стоимость млн.руб/м3 Стоимость хранения кондиционированных РАО полученных из 1000м3 ЖРО, млн.руб.
цементный битумный гидротермальная очистка
1. ХТРО (хранение в контейнерах) 7,50•10-2 249,75 249,75 1,50
2. ХБК (наливного типа) 4,00•10-2 - 132,20 -

Как видно из результатов приведенных в таблице 4 наибольшие затраты на хранение приходятся на отходы кондиционированные методами цементирования и битумирования.

Стоимость транспортировки и захоронения кондиционированных РАО

Стоимость транспортировки и захоронения кондиционированных РАО по выбранным вариантам переработки (цементирование, битумирование, селективная очистка) находим как произведение объема отходов, образующихся при переработке 1000м3 ЖРО, и удельных затрат на транспортировку и захоронение.

Стоимость транспортировки и захоронения РАО, образующихся по вариантам кондиционирования 1000м3 ЖРО, составляют:

-цементирование – 361 264 873,50 руб.;

-битумирование - 361 264 873,50 руб.;

-гидротермальная очистка – 433 951,80 руб.

-гидротермальная очистка с учетом обращения с нерадиоактивными солями 694 841,8 руб.

Затраты на обращение с РАО (кондиционирование ЖРО, промежуточное хранение на АЭС, транспортировку и захоронение) можно определить как сумму затрат по каждой из стадий обращения с отходами. Стоимость обращения с 1000 м3 ЖРО по каждому варианту их кондиционирования приведены в таблице 5.

Таблица 5.

Общая стоимость обращения с 1000 м3 ЖРО по вариантам кондиционирования

Стадии обращения с отходами Варианты кондиционирования, млн. руб.
Цементирование Битумирование Гидротермальная очистка
Кондиционирование 0,010 1000 0,011 5000 0,014 0610
Хранение 249,750 0000 249,750 0000 1,500 0000
Транспортировка и захоронение 361,264 8735 361,264 8735 0,694 8418*
Суммарные затраты 611,024 973 5 611,026 473 5 2,208 902 8

*-с учетом затрат на обращение с нерадиоактивной частью отходов

Анализ затрат на обращение с радиоактивными отходами показывает, что основные затраты производятся на стадиях хранения, транспортирования и захоронения РАО и зависят от объема конечных продуктов. Результаты технико-экономической оценки обращения с РАО находятся в хорошем соответствии со структурой затрат западных стран. Для сокращения затрат на обращение с РАО предпочтительны технологии кондиционирования, которые приводят к существенному уменьшению объема кондиционированных отходов. Актуальность уменьшения объема кондиционированных РАО, направляемых на хранение и последующее захоронение, значительно возрастает с реализацией программы строительства новых АЭС.

ВЫВОДЫ

  1. Разработан способ окисления кубовых остатков АЭС с использованием гидротермального процесса. Показано, что при гидротермальном окислении кубовых остатков при температурах 200-250 0С органические комплексы, удерживающие коррозионные радионуклиды разрушаются за время менее 10 мин.
  2. Показано, что при проточном гидротермальном окислении кубовых остатков образуются оксиды переходных металлов, включающие радионуклиды кобальта в кристаллическую структуру.
  3. Разработана гидротермальная технология переработки кубовых остатков АЭС, включающая предварительную очистку кубового остатка от радионуклидов цезия, гидротермальное окисление в слое оксидного катализатора, доочистку раствора от радионуклидов цезия фильтрацией на слое ферроцианидного сорбента и цементацию очищенного раствора. При этом образуется небольшой (менее 1%) объем ТРО (отработанные фильтры и реакторы) и нерадиоактивные промышленные отходы, не требующие специального хранения.
  4. Проведены стендовые испытания разработанной технологии на кубовых остатках 1-2 блока НВАЭС и показана перспективность использования данной технологии для решения проблем обращения с кубовыми остатками АЭС.
  5. Проведена оценка экономической эффективности гидротермальной переработки кубовых остатков и показано, что общая стоимость обращения с РАО, включающая кондиционирование, хранение, транспортирование и захоронение при использовании гидротермальной технологии снижается более чем в 200 раз по сравнению с переработкой кубовых остатков цементированием и битумированием.

Материалы диссертации опубликованы в следующих работах

Авраменко В.А., Добржанский В.Г., Сергиенко В.И., Шматко С.И. Способ переработки кубового остатка жидких радиоактивных отходов Патент РФ №2297055

Авраменко В.А., Добржанский В.Г., Сергиенко В.И., Шматко С.И. Способ переработки жидких радиоактивных отходов Патент РФ №

Avramenko V.A., Dmitrieva E.A., Dobrzhansky V.G., Golikov A.P., Kaplun E.V., Marinin D.V., Sergienko V.I.,. Shmatko S.I, Voit A.V., Zheleznov V.V. Novel Approaches to “Problematic” LRW Management Cobalt Removal from NPP Evaporator Concentrates / Tech.Doc. IAEA. Venna, 2007.

Дмитриева Е.Э., Добржанский В.Г., Авраменко В.А., Шматко С. И. Исследование разложения методом ЖФО некоторых органических веществ, содержащихся в сточных водах // Ползуновский вестник. – 2006. - №2 - 1.- С. 334-338.

Авраменко В.А., Голуб А.В., Добржанский В.Г., Дмитриева Е.Э., Егорин А.М., Сергиенко В.И., Шматко С.И. Гидротермальная технология переработки жидких радиоактивных отходов. Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности. Томск, 2007.

Авраменко В.А., Голуб А.В., Добржанский В.Г., Дмитриева Е.Э., Егорин А.М., Сергиенко В.И., Шматко С.И. Новая технология переработки жидких радиоактивных отходов АЭС. Приморские зори. Владивосток, 2007



 





<


 
2013 www.disus.ru - «Бесплатная научная электронная библиотека»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.