Для кондиционирования РАО на оте-чественных и зарубежных предприя-тиях широко применяется технологияцементирования, предусматривающая вклю-чение радионуклидов в матричный материал(цементный компаунд) с последующим раз-мещением в сертифицированные контейнерыразличной конструкции.До середины 2000-х гг. система обраще-ния с РАО в Российской Федерации имеланезавершенный вид. РАО, образующиесяна предприятиях атомной отрасли, накапли-вались во временных хранилищах различнойконструкции и степени изолированностиот окружающей среды. Име-ющиеся технологии перера-ботки и временного храненияРАО на предприятиях обеспе-чивали сокращение объема,эксплуатационных затрат иподдержание приемлемогоуровня безопасности при вре-менном хранении. Однако от-сутствие национальной систе-мы нормативных требованийи технической возможностипередачи РАО на захороне-ние фактически исключаливозможность проведенияединой политики в отношениикондиционирования РАО.В 2000 г. национальнымрегулирующим органом в об-ласти использования атомнойэнергии впервые были приня-ты требования к кондициони-рованию РАО (НП-019-2000,НП-020-2000), имеющиестатус федеральных норм иправил в области использова-ния атомной энергии. Однакобез создания соответствующейинфраструктуры для захо-ронения РАО, разработки исертификации контейнеровдля размещения кондициони-рованных РАО и т. д. указан-ные требования были объек-тивно невыполнимы.Ратификация в 2005 г. Рос-сийской Федерацией Объеди-ненной конвенции МАГАТЭ«О безопасности обращенияс отработавшим топливом ио безопасности обращенияс радиоактивными отходами»,а также принятие Федераль-ного закона от 11.07.2011«Об обращении с радиоактив-ными отходами» N 190-ФЗи Постановления Правитель-ства РФ от 19.11.2012 N 1185с принципиальным решени-ем об организации ЕдинойГосударственной Системыобращения с РАО (ЕГС РАО)определили необходимостьактивизации научной деятель-ности по поиску технологийбезопасного обращения с РАО.В соответствии с проектомэнергоблоков 1–2 Нововоро-нежской АЭС-2, предусмотре-но кондиционирование РАОразличной морфологии (шла-мы систем спецводоочистки,кубовый остаток выпарных ап-паратов и др.) путем цементи-рования на установках 00KPN,10KPN, 20KPN. Для разме-щения цементированных РАОблоков 1–2 НВАЭС-2 исполь-зуются сертифицированныеконтейнеры типа НЗК, безо-пасность которых подтвержде-на многочисленными исследо-ваниями [1].В то же время, взаимо-действие с органами госу-дарственного регулированиябезопасности в области ис-пользования атомной энергиив ходе опытно-промышленнойэксплуатации энергоблоков1–2 НВАЭС-2 позволиловыявить ряд вопросов, требу-ющих проведения дополни-тельных обоснований безопас-ности и прикладных научныхисследований.К основным областям,потребовавшим проведениядополнительных обоснова-ний, относятся:·· объем технологическогоконтроля цементированныхРАО при кондиционирова-нии;·· обеспечение прочностицементированных РАОпри варьировании тех-нологии цементирования(изменении водоцементногосоотношения, увеличениисолесодержания цементиру-емых жидких радиоактив-ных отходов (ЖРО));·· соблюдение требованийпо скорости выщелачивае-мости радионуклидов из це-ментной матрицы;·· обеспечение прочностицементированных РАОпри наличии в исходныхРАО комплексообразующихвеществ.1. Технологическийконтроль цементирован-ных РАООбъем технологическогоконтроля цементированныхРАО определяется на основа-нии требований:··Приложения 1 к федераль-ным нормам и правиламв области использованияатомной энергии «Сбор,переработка, хранение икондиционирование жидкихрадиоактивных отходов.Требования безопасности»НП-019-15 [2];АНРИ / № 1 (108) 2022 47/ НАУЧНЫЕ СТ АТЬИ /··федеральных норм и правилв области использованияатомной энергии «Критерииприемлемости радиоактив-ных отходов для захороне-ния» НП-093-14 [3].Перечень контролируемыхпараметров носит универ-сальный характер, охватываятакие свойства цементногокомпаунда, как наличиепирофорных и взрывоопас-ных веществ, инфицирующих(патогенных) веществ и т. д.Очевидно, что значитель-ная часть видов контроляпо отношению к цементиро-ванным РАО, образующимсяв результате технологическо-го цикла производства элек-троэнергии на АЭС, являетсяизбыточной.На основе анализа техно-логических процессов атом-ных электростанций (АЭС)АО «Концерн Росэнерго-атом» принят ведомствен-ный нормативный документ«Технология кондициониро-вания радиоактивных отходоватомных станций для захо-ронения. Технические требо-вания» ТТ 1.1.8.16.1188-2016[4], в соответствии с которымв жидких РАО АЭС, подле-жащих кондиционированию,отсутствуют вещества и мате-риалы, которые:·· при взаимодействии с во-дой, воздухом или други-ми веществами выделяюттоксичные газы, аэрозоли ивозгоны;·· реагируют с водой с выде-лением самовоспламеняю-щихся или воспламеняю-щихся газов;·· содержат химически токсич-ные вещества;·· содержат инфицирующие(патогенные) вещества;·· содержат пирофорные ивзрывоопасные вещества;·· способны взрываться.Для появления в составеЖРО вышеуказанных ве-ществ условиями наступленияпоследствий является крайнемаловероятное несанкциониро-ванное изменение технологииобращения с трапными вода-ми, при котором радикальноменяется перечень веществ,входящих в состав загрязне-ний. Отсутствие подобныхизменений обеспечиваетсякачеством подготовки персо-нала, общим уровнем культу-ры безопасности работников,а также производственными административным контро-лем со стороны инспекцион-ных служб и административ-но-технического персонала.Таким образом, при нор-мальной эксплуатации АЭСобъем технологическогоконтроля ЖРО, необходимыйдля обеспечения соответствияотходов критериям приемле-мости для захоронения, можетбыть существенно сокращен.В связи с вышеизложен-ным, для подтверждениясоответствия образующихсяцементированных РАО крите-риям качества, достаточнымявляется выходной контрольв объеме Приложения 1к НП-019-15 (табл.1).Объем входного контроляРАО перед направлениемна цементирование долженТабл.1. Требования к характеристикам кондиционированных РАО в виде цементного компаунда(в соответствии с НП-019-2015).Показатель качества Допустимые значенияВодоустойчивость(скорость выщелачивания радионуклидов по 137Cs и 90Sr) Не более 1⋅10–3 г§см2⋅сут.Механическая прочность (предел прочности при сжатии) Не менее 50 кгс§см2Радиационная устойчивость Механическая прочность не менее 50 кгс§см2после облучения дозой 106 ГрУстойчивость к термическим циклам Механическая прочность не менее 50 кгс§см2 после30 циклов замораживания и оттаивания (–40 ... +40 °C)Водостойкость Механическая прочность не менее 50 кгс§см2 после90-дневного погружения в водуОбъем не вошедших в состав цементного компаундаЖРО Не более 1% объема48 АНРИ / № 1 (108) 2022/ НАУЧНЫЕ СТ АТЬИ /включать в себя измерениепараметров, непосредственновлияющих на характеристи-ки, перечисленные в табл.1,в том числе:·· рН;·· общее солесодержание, г§л;·· содержание борной кисло-ты, г§л;·· содержание комплексообра-зующих веществ, г§л.2. Обеспечение механи-ческой прочности цементи-рованных РАОВ соответствии с резуль-татами экспериментальныхиспытаний установок 00KPN,10KPN [5,6], получаемыйцементный компаунд при со-лесодержании до 150 г§л со-ответствует требованиям нор-мативных документов (ГОСТР 51883-2002, НП‑019-15)к пределу прочности на сжа-тие. Прочность бетона дости-гает 100% расчетной послевыдержки в течение 5–28 су-ток (рис.1).Цементный компаунд,образующийся в результатецементирования кубовогоостатка солесодержаниемдо 150–200 г§л на установ-ках цементирования KPN,соответствует требованиям,предъявляемым НП-019-15к механической прочности,при количестве связующихболее 55% общего объемасмеси (табл.2).При этом в качестве свя-зующих применяется смесьцемент–бентонит в соотноше-нии 10:1.3. Ограничение скоро-сти выщелачиваемостирадионуклидов из цемент-ной матрицыВ соответствии с [7],при отсутствии бентонитав составе связующих имеетместо высокая скорость вы-щелачиваемости радионукли-дов из цементного компаунда(например, по 137Cs составля-ет 10–2÷10–3 г§(см2⋅сут)) [10].Для уменьшения высвобо-ждения из цементного ком-паунда радионуклидов цезияТабл.2. Результаты измерений прочности цементного компаундапри различном процентном соотношении цемент/РАО.N Смесь цемент–бентонит 10:1Кубовый остатокс солесодержанием150–200 г§лP, кгс§см2 ТребованияНП-019-15, не менее1 60,63 39,37 66,7 502 58,09 41,91 53,6 503 55,2 44,8 52,2 504 51,88 48,12 48,7 505 48,02 51,98 27,5 50Рис.1. График набора прочности бетона при различных температурах.Продолжительность выдерживания, сут.4 8 12 16 20 24 28Прочность бетона, %R289070050301050°C40°C 30°C20°C5°C10°CАНРИ / № 1 (108) 2022 49/ НАУЧНЫЕ СТ АТЬИ /его обычно предварительносорбируют на природныеглины и цеолиты (верми-кулит, бентонит, цеолит,сланцы). Скорость выщела-чивания цезия при использо-вании природных сорбентовв количестве 3–10% от массыцементного материала со-ставляет 10–4÷10–5 г§(см2⋅сут)при сохранении высокой ме-ханической прочности цемент-ного компаунда [11] (рис.2,табл.3).При этом, по данным [7],солесодержание цементируе-мого кубового остатка можетдостигать 400–500 г§л безущерба для качества цемент-ного компаунда.Значительное влияние напрочность цементируемыхРАО оказывает наличие§от-сутствие в отходах борнойкислоты. При рН цементиру-емых РАО менее 7,0 качествоцементного компаунда можетне соответствовать требовани-ям нормативных документов.В соответствии с [7], дляцементирования борсодержа-щих РАО (солесодержаниедо 573 г§л, в т. ч. борнойкислоты 87 г§л, рН = 5) мо-жет использоваться смесь изцемента марки не ниже М400с добавлением 10% природнойминеральной добавки.В качестве природнойминеральной добавки исполь-зуются высококремнеземистыепорошкообразные материалы:·· диатомит (по ТУ 1-59266087-2005);·· кварцевая мука (по ТУ 5717-001-16767071-99);·· биокремнезем (по ТУ 5716-013-25310144-2008).4. Требования к отсут-ствию комплексообразую-щих веществ при цементи-рованииВ соответствии с проект-ными решениями, водыспецпрачечной подлежатпереработке методом вы-паривания на выпарномаппарате 00SRP70AT003с предварительной очисткойРис.2.Скоростьвыщелачива-ния Cs-137из цементногокомпаундапри наличиибентонитовойдобавки(10%) ипри ее отсут-ствии.Время, сут.Скорость выщелачивания Cs-137, г§см2⋅сут.Табл.3. Сравнение скорости выщелачиваемости Cs-137 из цементного компаунда при отсутствиии при наличии добавки 10% бентонита.NпримераВид добавки(10% от массыцемента)Срокисхватывания,часПрочность при сжатии,МПа§сут. Скорость выщелачиваемости Cs-137на 14–28 сут., ⋅10–3 г§(см2⋅сут.)7 28 56 0,5 года1 Без добавок 1–1,3 сут. 10,7 13,5 11,8 13,3 8,6–3,62 Бентонит(для сравнения) 1–1,3 сут. 9,7 13,0 14,2 16,3 0,3–0,150 АНРИ / № 1 (108) 2022/ НАУЧНЫЕ СТ АТЬИ /от поверхностно-активныхвеществ (ПАВ) и очисткойот радионуклидов ионоселек-тивным методом. Кубовыйостаток от выпарного аппара-та 00SRP70AT003 подлежиткондиционированию методомцементирования на установке00KPN.При технологическихотклонениях, например,при неработоспособном блокеокисления 00SRP60AT001разработчиком предложенатехнология очистки трапныхвод от ПАВ посредствомкоррекционной обработкиперекисью водорода с после-дующим нагревом.В соответствии с резуль-татами испытаний организа-цией-разработчиком сиcтемыSRP [8], очистка воды от по-верхностно-активных веществПАВ может производитьсяв соответствии с алгоритмом,показанным на рис.4.В соответствии с результа-тами испытаний [8], приме-нение указанной технологиипозволяет добиться очисткитрапной воды от органиче-ских веществ в 10–15 раз идостичь величин, не оказы-вающих влияние на каче-ство цементного компаунда(табл.4).После коррекционнойобработки перекисью водоро-да дальнейшая переработкатрапной воды может осу-ществляться методом упари-вания на выпарном аппарате00SRP70AT003 с последую-щим цементированием в соот-ветствии с проектной техно-логией.5. Дополнительныеобоснования безопасно-сти цементного компаундаНВАЭС-2В 2019–2020 гг. проведеныдополнительные эксперимен-тальные работы по цементи-рованию кубовых остатковНВАЭС-2 с целью подтвер-ждения качества цементныхкомпаундов при цементиро-вании кубовых остатков с со-лесодержанием до 640 г§л[9].Объектами испытанийявлялись:·· кубовый остаток послевыпаривания трапных водустановки KBF блока N 1НВАЭС-2 (с присутствиемборатов);·· кубовый остаток послевыпаривания трапных водустановки SRP блоков2,5 м3 исходнаяводаА = 57,5 Бк§кгНагрев водыспецпрачечной(Т = 80–85 °С)2,5 м3водыОк == 89,1 мг§лОкисление(pH = 10,5 ед.)Едкийнатр(18%)9,5 лПерекисьводорода (30%)20 л2,5 м3 окисленнойводы спецпрачечнойОк < 30 мг§л§ = 0,4 г§лСорбент (5 г§л)25 лСорбция(§ = 0,09 г§л),фильтрация ирегенерация0,2 м3 шлама§ = 1,125 г§лБак приемаи обработки00SRP60BB0022,3 м3 фильтрата§ = 0,003 г§лА = 0,7 Бк§кгРис.4. Схема очистки воды спецпрачечной от ПАВ при неработоспособности блока окисления00SRP60AT001.Перечень сокращений:А – суммарная удельнаяактивность;Ок – окисляемость;§ – концентрациявзвешенных веществ.АНРИ / № 1 (108) 2022 51/ НАУЧНЫЕ СТ АТЬИ /N 1, 2 НВАЭС-2 (с отсут-ствием боратов).В рамках работ производи-лось:·· испытания цементирован-ных кубовых остатков;·· отработка режимов цемен-тирования кубовых остатковразличного солесодержанияс использованием портланд-цемента марки М500 и бен-тонита (содержание бенто-нита в вяжущем компонентесоставляло 10% от массывяжущего компонента).Для каждого солесодер-жания количество исследу-емых образцов цементныхкомпаундов составляло по6 шт. Распределение образ-цов по видам испытаний: 1на морозоустойчивость, 1 навыщелачивание, 1 на ради-ационную устойчивость, 3контрольных образца. Раство-ровяжущее отношение в ис-следованиях оставляло 0,65.Обоснование радиацион-ной устойчивости отверж-денных радиоактивныхотходовСогласно требованиямГОСТ Р 51883-2002 «Отходырадиоактивные цементиро-ванные. Общие техническиетребования», испытаниямна радиационную устойчи-вость при облучении должныподвергаться цементные ком-паунды, содержащие ионооб-менные смолы и органическиематериалы. Цементированиюподвергается кубовый оста-ток трапных вод, содержа-щий органические веществав следовых количествах.Также работы по определе-нию радиационной устойчи-вости цементных компаундовпроводятся в случае, еслиинтегральная доза облученияза время захоронения превы-шает 106 Гр.Для консервативного оце-ночного расчета интегральнойдозы излучения принимаютсяследующие допущения:·· 1 Бк ~ 1,176 МэВ (для 137Cs);·· период потенциальной опас-ности – 300 лет;·· масса компаунда в упаков-ке – 3000 кг;·· масса КО в компаунде –1050 кг (при растворовяжу-щем соотношении 0,65);·· внешнее облучение ком-паунда рассчитывается,исходя из схемы штабели-рования, при реализациикоторой целевая упаковкаокружена со всех сторон24 аналогичными упаков-ками;·· для консервативности рас-чета снижением активностиза счет полураспада прене-брегаем.Расчет показывает, чтодля набора дозы облученияв 106 Гр за указанный вышепериод удельная активностьКО должна составлять более1010 Бк§г, тогда как фактиче-ская удельная активность КОне превышает 105 Бк§г.Так как содержание ор-ганических веществ в КОможет варьироваться в зави-симости от эксплуатационныхВХР энергоблока, данныйрасчет не отменяет необходи-мость периодического контро-ля радиационной устойчиво-сти отвержденных РАО.Определение химическойустойчивости отвержден-ных РАО методом длитель-ного выщелачиванияЧерез 28 суток образцыизвлекались из эксикатора(рис.5) и проводились изме-рения:·· линейных размеров образца(для определения площадиего открытой геометриче-ской поверхности);Табл.4. Сравнение характеристик трапной воды до и после коррекционной обработки перекисьюводорода с последующим нагревом.Содержание органических веществ, мг§л Окисляемость, мг§лТрапная вода в баках системы 00SRPдо коррекционной обработки 0,42–0,69 17,8–89,1Фильтрат после коррекционнойобработки 0,044 9,5252 АНРИ / № 1 (108) 2022/ НАУЧНЫЕ СТ АТЬИ /·· удельных активностей ну-клидов в образце;·· линейных размеров образца(для определения площадиего открытой геометриче-ской поверхности);·· удельных активностей ну-клидов в образце;·· плотности ri материалаобразцов.Образцы отвержденныхотходов подвергались дли-тельному контакту с опреде-ленным объемом дистилли-рованной воды. В процессеэксперимента отбиралисьпробы контактного раство-ра и измерялась активность137Cs и 134Cs, перешедше-го в контактный растворза данный интервал времени.Скорость выщелачиваниярадионуклидов 137Cs и 134CsR, г§(см2⋅сут.), вычисляетсяпо формуле:RCs = aCs§(ACs⋅S⋅tn),где a i – активность, Бк,137Cs и 134Cs, выщелоченныхза данный интервал вре-мени; Ai – удельная актив-ность, Бк§г, 137Cs и 134Cs в ис-ходном образце; S – площадьоткрытой геометрическойповерхности образца, см2;tn – продолжительность n-гопериода выщелачивания, сут.Испытания проводилисьв стандартных условиях.Отбор проб воды производил-ся через 1, 3, 7, 10, 14, 21,28 сут. Образцы находилисьв растворе 28 сут., по истече-нии которых они испытыва-лись на прочность согласноГОСТ 310.4.Производилось измерениелинейных размеров образцов(площадь открытой геометри-ческой поверхности), массыобразцов с помощью аналити-ческих весов, и определяласьплотность образцов. Для из-готовления образцов исполь-зовалась трехсекционнаяоцинкованная форма (куб)для контрольных образцовбетона и раствора 3ФК-50по ГОСТ 22685 (рис.6).Потеря контактного рас-твора за счет испаренияв каждом интервале заменыконтактного раствора не пре-вышала 1%.С целью очистки образцыпогружались в промывочныйраствор на 5–7 с. В качествепромывочного раствора ис-пользовался этиловый спирт.Промытые образцы высуши-вались на воздухе 30 мин.Измерялась удельная актив-ность нуклидов 137Cs и 134Csв образце. Промытый образецразмещался в контейнередля выщелачивания и зали-вался контактным раствором.Испытания по выщелачи-ванию были завершены после28 суток, когда скоростьвыщелачивания была посто-янной и активность радиону-клидов 137Cs и 134Cs в раство-ре составляла НПИ приборапо радионуклидам 137Cs и134Cs (0,01 ПЗУА).Определение морозостой-кости отвержденных РАООпределения морозостой-кости цементированных КОпроводилось методом много-кратного замораживания иоттаивания образцов цемен-тированных РАО согласноГОСТ 10060. Число цикловзамораживания и оттаивания,после которых определяласьпрочность при сжатии образ-цов бетона (рис.7), составля-Рис.5. Размещение образцовв эксикаторе.Рис.6.Заливкаформы3ФК-50цементнымкомпаундом.АНРИ / № 1 (108) 2022 53/ НАУЧНЫЕ СТ АТЬИ /ла 30 циклов. При обработкерезультатов испытаний рас-считывались изменения массыобразцов Dm, %, по формуле:Dm = ((m–m1)§m)⋅100,где m – масса образца до цик-ла, г; m1 – масса образцапосле цикла, г.Определение прочно-сти образцов производи-лось согласно требованиямГОСТ 310.4‑81 «Цементы.Методы определения пределапрочности на изгиб и сжатие».Результаты проведенияиспытанийПолученные экспери-ментальные данные пред-ставлены в табл.5:·· содержание сухих солейв кубовом остатке и це-ментном компаунде;·· показатели механическойпрочности после испытанийна морозостойкость;·· показатели механиче-ской прочности кон-трольных образцов;·· показатели механическойпрочности образцов послевыдержки 28 сут.;·· места отбора проб;·· изменения массы образцовпосле циклов заморозки;·· скорости выщелачиваниярадионуклидов из образ-цов.Рис.7.Определениемеханическойпрочностиобразцовцементныхкомпаундов.Место отборапробыСолесо-держаниекубовогоостатка,г§дм3Солесодер-жаниев цементномкомпаунде,г§дм3Механическая прочность, МПаDm послецикловзаморозки,%Скоростьвыщелачивания,г§см2⋅сут.Контрольныйобразецчерез 90 сут.Через28 сут.После 28цикловзаморозкиKPN10KBF60BB001150 97,5 >10 >10 >10 <1 <10–3200 130 >10 >10 >10 <1 <10–3400 260 >10 >10 >10 <1 <10–3485 315,25 >10 >10 >10 <1 <10–3500 325 >10 >10 >10 <1 <10–3600 390 >10 >10 >10 <1 <10–3SRP00SRP70AT001150 97,5 >10 >10 >10 <1 <10–3220 143 >10 >10 >10 <1 <10–3360 234 >10 >10 >10 <1 <10–3400 260 >10 >10 >10 <1 <10–3640 416 >10 >10 >10 <1 <10–300SRP70AT003170 110,5 >10 >10 >10 <1 <10–3300 195 >10 >10 >10 <1 <10–3450 292,5 >10 >10 >10 <1 <10–3600 390 >10 >10 >10 <1 <10–3Табл.5. Результаты испытаний образцов цементных компаундов с вариативным солесодержанием.54 АНРИ / № 1 (108) 2022/ НАУЧНЫЕ СТ АТЬИ /Полученные результаты по-казывают полное соответствиехарактеристик цементирован-ных кубовых остатков с требо-ваниями ГОСТ Р 51883-2002.Таким образом, экспе-риментально подтвержденовыполнение требованийбезопасности при цементиро-вании РАО в виде кубовогоостатка от выпарного аппара-та системы KBF с солесодер-жанием до 600 г/л и системыSRP с солесодержаниемдо 640 г/л.