Novovoronezh, Russian Federation
Russian Federation
Russian Federation
Russian Federation
Russian Federation
In 2018–2020, work was carried out on experimental confirmation of compliance of cemented radioactive waste from blocks 1, 2 of Novovoronezh NPP-2 with the criteria of acceptability for final disposal. The requirements for the volume of technological control of Radwastes are justified. It is shown that compliance with the requirements of regulatory documents is ensured when the salt content of cemented Radwastes is up to 600 g/l. Corrective actions for deviations (the presence of boric acid in cemented Radwastes, complexing substances) are justified.
radioactive wastes, cementation, conditioning, strength, leachability
Для кондиционирования РАО на оте-
чественных и зарубежных предприя-
тиях широко применяется технология
цементирования, предусматривающая вклю-
чение радионуклидов в матричный материал
(цементный компаунд) с последующим раз-
мещением в сертифицированные контейнеры
различной конструкции.
До середины 2000-х гг. система обраще-
ния с РАО в Российской Федерации имела
незавершенный вид. РАО, образующиеся
на предприятиях атомной отрасли, накапли-
вались во временных хранилищах различной
конструкции и степени изолированности
от окружающей среды. Име-
ющиеся технологии перера-
ботки и временного хранения
РАО на предприятиях обеспе-
чивали сокращение объема,
эксплуатационных затрат и
поддержание приемлемого
уровня безопасности при вре-
менном хранении. Однако от-
сутствие национальной систе-
мы нормативных требований
и технической возможности
передачи РАО на захороне-
ние фактически исключали
возможность проведения
единой политики в отношении
кондиционирования РАО.
В 2000 г. национальным
регулирующим органом в об-
ласти использования атомной
энергии впервые были приня-
ты требования к кондициони-
рованию РАО (НП-019-2000,
НП-020-2000), имеющие
статус федеральных норм и
правил в области использова-
ния атомной энергии. Однако
без создания соответствующей
инфраструктуры для захо-
ронения РАО, разработки и
сертификации контейнеров
для 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 обращения
с отработавшим топливом и
о безопасности обращения
с радиоактивными отходами»,
а также принятие Федераль-
ного закона от 11.07.2011
«Об обращении с радиоактив-
ными отходами» N 190-ФЗ
и Постановления Правитель-
ства РФ от 19.11.2012 N 1185
с принципиальным решени-
ем об организации Единой
Государственной Системы
обращения с РАО (ЕГС РАО)
определили необходимость
активизации научной деятель-
ности по поиску технологий
безопасного обращения с РАО.
В соответствии с проектом
энергоблоков 1–2 Нововоро-
нежской АЭС-2, предусмотре-
но кондиционирование РАО
различной морфологии (шла-
мы систем спецводоочистки,
кубовый остаток выпарных ап-
паратов и др.) путем цементи-
рования на установках 00KPN,
10KPN, 20KPN. Для разме-
щения цементированных РАО
блоков 1–2 НВАЭС-2 исполь-
зуются сертифицированные
контейнеры типа НЗК, безо-
пасность которых подтвержде-
на многочисленными исследо-
ваниями [1].
В то же время, взаимо-
действие с органами госу-
дарственного регулирования
безопасности в области ис-
пользования атомной энергии
в ходе опытно-промышленной
эксплуатации энергоблоков
1–2 НВАЭС-2 позволило
выявить ряд вопросов, требу-
ющих проведения дополни-
тельных обоснований безопас-
ности и прикладных научных
исследований.
К основным областям,
потребовавшим проведения
дополнительных обоснова-
ний, относятся:
·· объем технологического
контроля цементированных
РАО при кондиционирова-
нии;
·· обеспечение прочности
цементированных РАО
при варьировании тех-
нологии цементирования
(изменении водоцементного
соотношения, увеличении
солесодержания цементиру-
емых жидких радиоактив-
ных отходов (ЖРО));
·· соблюдение требований
по скорости выщелачивае-
мости радионуклидов из це-
ментной матрицы;
·· обеспечение прочности
цементированных РАО
при наличии в исходных
РАО комплексообразующих
веществ.
1. Технологический
контроль цементирован-
ных РАО
Объем технологического
контроля цементированных
РАО определяется на основа-
нии требований:
··Приложения 1 к федераль-
ным нормам и правилам
в области использования
атомной энергии «Сбор,
переработка, хранение и
кондиционирование жидких
радиоактивных отходов.
Требования безопасности»
НП-019-15 [2];
АНРИ / № 1 (108) 2022 47
/ НАУЧНЫЕ СТ АТЬИ /
··федеральных норм и правил
в области использования
атомной энергии «Критерии
приемлемости радиоактив-
ных отходов для захороне-
ния» НП-093-14 [3].
Перечень контролируемых
параметров носит универ-
сальный характер, охватывая
такие свойства цементного
компаунда, как наличие
пирофорных и взрывоопас-
ных веществ, инфицирующих
(патогенных) веществ и т. д.
Очевидно, что значитель-
ная часть видов контроля
по отношению к цементиро-
ванным РАО, образующимся
в результате технологическо-
го цикла производства элек-
троэнергии на АЭС, является
избыточной.
На основе анализа техно-
логических процессов атом-
ных электростанций (АЭС)
АО «Концерн Росэнерго-
атом» принят ведомствен-
ный нормативный документ
«Технология кондициониро-
вания радиоактивных отходов
атомных станций для захо-
ронения. Технические требо-
вания» ТТ 1.1.8.16.1188-2016
[4], в соответствии с которым
в жидких РАО АЭС, подле-
жащих кондиционированию,
отсутствуют вещества и мате-
риалы, которые:
·· при взаимодействии с во-
дой, воздухом или други-
ми веществами выделяют
токсичные газы, аэрозоли и
возгоны;
·· реагируют с водой с выде-
лением самовоспламеняю-
щихся или воспламеняю-
щихся газов;
·· содержат химически токсич-
ные вещества;
·· содержат инфицирующие
(патогенные) вещества;
·· содержат пирофорные и
взрывоопасные вещества;
·· способны взрываться.
Для появления в составе
ЖРО вышеуказанных ве-
ществ условиями наступления
последствий является крайне
маловероятное несанкциониро-
ванное изменение технологии
обращения с трапными вода-
ми, при котором радикально
меняется перечень веществ,
входящих в состав загрязне-
ний. Отсутствие подобных
изменений обеспечивается
качеством подготовки персо-
нала, общим уровнем культу-
ры безопасности работников,
а также производственным
и административным контро-
лем со стороны инспекцион-
ных служб и административ-
но-технического персонала.
Таким образом, при нор-
мальной эксплуатации АЭС
объем технологического
контроля ЖРО, необходимый
для обеспечения соответствия
отходов критериям приемле-
мости для захоронения, может
быть существенно сокращен.
В связи с вышеизложен-
ным, для подтверждения
соответствия образующихся
цементированных РАО крите-
риям качества, достаточным
является выходной контроль
в объеме Приложения 1
к НП-019-15 (табл.1).
Объем входного контроля
РАО перед направлением
на цементирование должен
Табл.1. Требования к характеристикам кондиционированных РАО в виде цементного компаунда
(в соответствии с НП-019-2015).
Показатель качества Допустимые значения
Водоустойчивость
(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§см2
Радиационная устойчивость Механическая прочность не менее 50 кгс§см2
после облучения дозой 106 Гр
Устойчивость к термическим циклам Механическая прочность не менее 50 кгс§см2 после
30 циклов замораживания и оттаивания (–40 ... +40 °C)
Водостойкость Механическая прочность не менее 50 кгс§см2 после
90-дневного погружения в воду
Объем не вошедших в состав цементного компаунда
ЖРО Не более 1% объема
48 АНРИ / № 1 (108) 2022
/ НАУЧНЫЕ СТ АТЬИ /
включать в себя измерение
параметров, непосредственно
влияющих 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 РАО
В соответствии с резуль-
татами экспериментальных
испытаний установок 00KPN,
10KPN [5,6], получаемый
цементный компаунд при со-
лесодержании до 150 г§л со-
ответствует требованиям нор-
мативных документов (ГОСТ
Р 51883-2002, НП‑019-15)
к пределу прочности на сжа-
тие. Прочность бетона дости-
гает 100% расчетной после
выдержки в течение 5–28 су-
ток (рис.1).
Цементный компаунд,
образующийся в результате
цементирования кубового
остатка солесодержанием
до 150–200 г§л на установ-
ках цементирования KPN,
соответствует требованиям,
предъявляемым НП-019-15
к механической прочности,
при количестве связующих
более 55% общего объема
смеси (табл.2).
При этом в качестве свя-
зующих применяется смесь
цемент–бентонит в соотноше-
нии 10:1.
3. Ограничение скоро-
сти выщелачиваемости
радионуклидов из цемент-
ной матрицы
В соответствии с [7],
при отсутствии бентонита
в составе связующих имеет
место 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 цезия
Табл.2. Результаты измерений прочности цементного компаунда
при различном процентном соотношении цемент/РАО.
N Смесь цемент–
бентонит 10:1
Кубовый остаток
с солесодержанием
150–200 г§л
P, кгс§см2 Требования
НП-019-15, не менее
1 60,63 39,37 66,7 50
2 58,09 41,91 53,6 50
3 55,2 44,8 52,2 50
4 51,88 48,12 48,7 50
5 48,02 51,98 27,5 50
Рис.1. График набора прочности бетона при различных температурах.
Продолжительность выдерживания, сут.
4 8 12 16 20 24 28
Прочность бетона, %
R28
90
70
0
50
30
10
50°C
40°C 30°C
20°C
5°C
10°C
АНРИ / № 1 (108) 2022 49
/ НАУЧНЫЕ СТ АТЬИ /
его обычно предварительно
сорбируют на природные
глины и цеолиты (верми-
кулит, бентонит, цеолит,
сланцы). Скорость выщела-
чивания цезия при использо-
вании природных сорбентов
в количестве 3–10% от массы
цементного 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 может
достигать 400–500 г§л без
ущерба для качества цемент-
ного компаунда.
Значительное влияние на
прочность цементируемых
РАО оказывает наличие§от-
сутствие в отходах борной
кислоты. При рН цементиру-
емых РАО менее 7,0 качество
цементного компаунда может
не соответствовать требовани-
ям нормативных документов.
В соответствии с [7], для
цементирования борсодержа-
щих РАО (солесодержание
до 573 г§л, в т. ч. борной
кислоты 87 г§л, рН = 5) мо-
жет использоваться смесь из
цемента марки не ниже М400
с добавлением 10% природной
минеральной добавки.
В качестве природной
минеральной добавки исполь-
зуются высококремнеземистые
порошкообразные 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-
ровании
В соответствии с проект-
ными решениями, воды
спецпрачечной подлежат
переработке методом вы-
паривания на выпарном
аппарате 00SRP70AT003
с предварительной очисткой
Рис.2.
Скорость
выщелачива-
ния Cs-137
из цементного
компаунда
при наличии
бентонитовой
добавки
(10%) и
при ее отсут-
ствии.
Время, сут.
Скорость выщелачивания Cs-137, г§см2⋅сут.
Табл.3. Сравнение скорости выщелачиваемости Cs-137 из цементного компаунда при отсутствии
и при наличии добавки 10% бентонита.
N
примера
Вид добавки
(10% от массы
цемента)
Сроки
схватывания,
час
Прочность при сжатии,
МПа§сут. Скорость выщелачиваемости Cs-137
на 14–28 сут., ⋅10–3 г§(см2⋅сут.)
7 28 56 0,5 года
1 Без добавок 1–1,3 сут. 10,7 13,5 11,8 13,3 8,6–3,6
2 Бентонит
(для сравнения) 1–1,3 сут. 9,7 13,0 14,2 16,3 0,3–0,1
50 АНРИ / № 1 (108) 2022
/ НАУЧНЫЕ СТ АТЬИ /
от поверхностно-активных
веществ (ПАВ) и очисткой
от радионуклидов ионоселек-
тивным методом. Кубовый
остаток от выпарного аппара-
та 00SRP70AT003 подлежит
кондиционированию методом
цементирования на установке
00KPN.
При технологических
отклонениях, например,
при неработоспособном блоке
окисления 00SRP60AT001
разработчиком предложена
технология очистки трапных
вод от ПАВ посредством
коррекционной обработки
перекисью водорода с после-
дующим нагревом.
В соответствии с резуль-
татами испытаний организа-
цией-разработчиком сиcтемы
SRP [8], очистка воды от по-
верхностно-активных веществ
ПАВ может производиться
в соответствии с алгоритмом,
показанным на рис.4.
В соответствии с результа-
тами испытаний [8], приме-
нение указанной технологии
позволяет добиться очистки
трапной воды от органиче-
ских веществ в 10–15 раз и
достичь величин, не оказы-
вающих влияние на каче-
ство цементного компаунда
(табл.4).
После коррекционной
обработки перекисью водоро-
да дальнейшая переработка
трапной воды может осу-
ществляться методом упари-
вания на выпарном аппарате
00SRP70AT003 с последую-
щим цементированием в соот-
ветствии с проектной техно-
логией.
5. Дополнительные
обоснования безопасно-
сти цементного компаунда
НВАЭС-2
В 2019–2020 гг. проведены
дополнительные эксперимен-
тальные работы по цементи-
рованию кубовых остатков
НВАЭС-2 с целью подтвер-
ждения качества цементных
компаундов при цементиро-
вании кубовых остатков с со-
лесодержанием до 640 г§л
[9].
Объектами испытаний
являлись:
·· кубовый остаток после
выпаривания трапных вод
установки KBF блока N 1
НВАЭС-2 (с присутствием
боратов);
·· кубовый остаток после
выпаривания трапных вод
установки SRP блоков
2,5 м3 исходная
вода
А = 57,5 Бк§кг
Нагрев воды
спецпрачечной
(Т = 80–85 °С)
2,5 м3
воды
Ок =
= 89,1 мг§л
Окисление
(pH = 10,5 ед.)
Едкий
натр
(18%)
9,5 л
Перекись
водорода (30%)
20 л
2,5 м3 окисленной
воды спецпрачечной
Ок < 30 мг§л
§ = 0,4 г§л
Сорбент (5 г§л)
25 л
Сорбция
(§ = 0,09 г§л),
фильтрация и
регенерация
0,2 м3 шлама
§ = 1,125 г§л
Бак приема
и обработки
00SRP60BB002
2,3 м3 фильтрата
§ = 0,003 г§л
А = 0,7 Бк§кг
Рис.4. Схема очистки воды спецпрачечной от ПАВ при неработоспособности блока окисления
00SRP60AT001.
Перечень сокращений:
А – суммарная удельная
активность;
Ок – окисляемость;
§ – концентрация
взвешенных 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 остатков
различного солесодержания
с использованием портланд-
цемента марки М500 и бен-
тонита (содержание бенто-
нита в вяжущем компоненте
составляло 10% от массы
вяжущего компонента).
Для каждого солесодер-
жания количество исследу-
емых образцов цементных
компаундов составляло по
6 шт. Распределение образ-
цов по видам испытаний: 1
на морозоустойчивость, 1 на
выщелачивание, 1 на ради-
ационную устойчивость, 3
контрольных образца. Раство-
ровяжущее отношение в ис-
следованиях оставляло 0,65.
Обоснование радиацион-
ной устойчивости отверж-
денных радиоактивных
отходов
Согласно требованиям
ГОСТ Р 51883-2002 «Отходы
радиоактивные цементиро-
ванные. Общие технические
требования», испытаниям
на радиационную устойчи-
вость при облучении должны
подвергаться цементные ком-
паунды, содержащие ионооб-
менные смолы и органические
материалы. Цементированию
подвергается кубовый оста-
ток трапных вод, содержа-
щий органические вещества
в следовых количествах.
Также работы по определе-
нию радиационной устойчи-
вости цементных компаундов
проводятся в случае, если
интегральная доза облучения
за время захоронения превы-
шает 106 Гр.
Для консервативного оце-
ночного расчета интегральной
дозы излучения принимаются
следующие 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 реализации
которой целевая упаковка
окружена со всех сторон
24 аналогичными упаков-
ками;
·· для консервативности рас-
чета снижением активности
за счет полураспада прене-
брегаем.
Расчет показывает, что
для набора дозы облучения
в 106 Гр за указанный выше
период удельная активность
КО должна составлять более
1010 Бк§г, тогда как фактиче-
ская удельная активность КО
не превышает 105 Бк§г.
Так как содержание ор-
ганических веществ в КО
может варьироваться в зави-
симости от эксплуатационных
ВХР энергоблока, данный
расчет не отменяет необходи-
мость периодического контро-
ля радиационной устойчиво-
сти отвержденных РАО.
Определение химической
устойчивости отвержден-
ных РАО методом длитель-
ного выщелачивания
Через 28 суток образцы
извлекались из эксикатора
(рис.5) и проводились изме-
рения:
·· линейных размеров образца
(для определения площади
его открытой геометриче-
ской поверхности);
Табл.4. Сравнение характеристик трапной воды до и после коррекционной обработки перекисью
водорода с последующим нагревом.
Содержание органических веществ, мг§л Окисляемость, мг§л
Трапная вода в баках системы 00SRP
до коррекционной обработки 0,42–0,69 17,8–89,1
Фильтрат после коррекционной
обработки 0,044 9,52
52 АНРИ / № 1 (108) 2022
/ НАУЧНЫЕ СТ АТЬИ /
·· удельных активностей ну-
клидов в образце;
·· линейных размеров образца
(для определения площади
его открытой геометриче-
ской поверхности);
·· удельных активностей ну-
клидов в образце;
·· плотности ri материала
образцов.
Образцы отвержденных
отходов подвергались дли-
тельному контакту с опреде-
ленным объемом дистилли-
рованной воды. В процессе
эксперимента отбирались
пробы контактного раство-
ра и измерялась активность
137Cs и 134Cs, перешедше-
го в контактный раствор
за данный интервал времени.
Скорость выщелачивания
радионуклидов 137Cs и 134Cs
R, г§(см2⋅сут.), вычисляется
по формуле:
RCs = aCs§(ACs⋅S⋅tn),
где a i – активность, Бк,
137Cs и 134Cs, выщелоченных
за данный интервал вре-
мени; Ai – удельная актив-
ность, Бк§г, 137Cs и 134Cs в ис-
ходном образце; S – площадь
открытой геометрической
поверхности образца, см2;
tn – продолжительность n-го
периода выщелачивания, сут.
Испытания проводились
в стандартных условиях.
Отбор проб воды производил-
ся через 1, 3, 7, 10, 14, 21,
28 сут. Образцы находились
в растворе 28 сут., по истече-
нии которых они испытыва-
лись на прочность согласно
ГОСТ 310.4.
Производилось измерение
линейных размеров образцов
(площадь открытой геометри-
ческой поверхности), массы
образцов с помощью аналити-
ческих весов, и определялась
плотность образцов. Для из-
готовления образцов исполь-
зовалась трехсекционная
оцинкованная форма (куб)
для контрольных образцов
бетона и раствора 3ФК-50
по ГОСТ 22685 (рис.6).
Потеря контактного рас-
твора за счет испарения
в каждом интервале замены
контактного раствора не пре-
вышала 1%.
С целью очистки образцы
погружались в промывочный
раствор на 5–7 с. В качестве
промывочного раствора ис-
пользовался этиловый спирт.
Промытые образцы высуши-
вались на воздухе 30 мин.
Измерялась удельная актив-
ность нуклидов 137Cs и 134Cs
в образце. Промытый образец
размещался в контейнере
для выщелачивания и зали-
вался контактным раствором.
Испытания по выщелачи-
ванию были завершены после
28 суток, когда скорость
выщелачивания была посто-
янной и активность радиону-
клидов 137Cs и 134Cs в раство-
ре составляла НПИ прибора
по радионуклидам 137Cs и
134Cs (0,01 ПЗУА).
Определение морозостой-
кости отвержденных РАО
Определения морозостой-
кости цементированных КО
проводилось методом много-
кратного замораживания и
оттаивания образцов цемен-
тированных РАО согласно
ГОСТ 10060. Число циклов
замораживания и оттаивания,
после которых определялась
прочность при сжатии образ-
цов бетона (рис.7), составля-
Рис.5. Размещение образцов
в эксикаторе.
Рис.6.
Заливка
формы
3ФК-50
цементным
компаундом.
АНРИ / № 1 (108) 2022 53
/ НАУЧНЫЕ СТ АТЬИ /
ла 30 циклов. При обработке
результатов испытаний рас-
считывались изменения массы
образцов Dm, %, по формуле:
Dm = ((m–m1)§m)⋅100,
где m – масса образца до цик-
ла, г; m1 – масса образца
после цикла, г.
Определение прочно-
сти образцов производи-
лось согласно требованиям
ГОСТ 310.4‑81 «Цементы.
Методы определения предела
прочности на изгиб и сжатие».
Результаты проведения
испытаний
Полученные экспери-
ментальные данные пред-
ставлены в табл.5:
·· содержание сухих солей
в кубовом остатке и це-
ментном компаунде;
·· показатели механической
прочности после испытаний
на морозостойкость;
·· показатели механиче-
ской прочности кон-
трольных образцов;
·· показатели механической
прочности образцов после
выдержки 28 сут.;
·· места отбора проб;
·· изменения массы образцов
после циклов заморозки;
·· скорости выщелачивания
радионуклидов из образ-
цов.
Рис.7.
Определение
механической
прочности
образцов
цементных
компаундов.
Место отбора
пробы
Солесо-
держание
кубового
остатка,
г§дм3
Солесодер-
жание
в цементном
компаунде,
г§дм3
Механическая прочность, МПа
Dm после
циклов
заморозки,
%
Скорость
выщелачивания,
г§см2⋅сут.
Контрольный
образец
через 90 сут.
Через
28 сут.
После 28
циклов
заморозки
KPN
10KBF60BB001
150 97,5 >10 >10 >10 <1 <10–3
200 130 >10 >10 >10 <1 <10–3
400 260 >10 >10 >10 <1 <10–3
485 315,25 >10 >10 >10 <1 <10–3
500 325 >10 >10 >10 <1 <10–3
600 390 >10 >10 >10 <1 <10–3
SRP
00SRP70AT001
150 97,5 >10 >10 >10 <1 <10–3
220 143 >10 >10 >10 <1 <10–3
360 234 >10 >10 >10 <1 <10–3
400 260 >10 >10 >10 <1 <10–3
640 416 >10 >10 >10 <1 <10–3
00SRP70AT003
170 110,5 >10 >10 >10 <1 <10–3
300 195 >10 >10 >10 <1 <10–3
450 292,5 >10 >10 >10 <1 <10–3
600 390 >10 >10 >10 <1 <10–3
Табл.5. Результаты испытаний образцов цементных компаундов с вариативным солесодержанием.
54 АНРИ / № 1 (108) 2022
/ НАУЧНЫЕ СТ АТЬИ /
Полученные результаты по-
казывают полное соответствие
характеристик цементирован-
ных кубовых остатков с требо-
ваниями ГОСТ Р 51883-2002.
Таким образом, экспе-
риментально подтверждено
выполнение требований
безопасности при цементиро-
вании РАО в виде кубового
остатка от выпарного аппара-
та системы KBF с солесодер-
жанием до 600 г/л и системы
SRP с солесодержанием
до 640 г/л.
1. Sorokin V.T., Demin A.V., Kascheev V.V., Iroshnikov V.V. Gataullin R.M., Medelyaev I.A. Peregudov N.N. Sharafutdinov R.B. Konteynery dlya radioaktivnyh othodov nizkogo i srednego urovnya aktivnosti//Yadernaya i radiacionnaya bezopasnost'. 2013. N 2(68).
2. Federal'nye normy i pravila v oblasti ispol'zovaniya atomnoy energii «Sbor, pererabotka, hranenie i kondicionirovanie zhidkih radioaktivnyh othodov. Trebovaniya bezopasnosti». NP-019-15.
3. Federal'nye normy i pravila v oblasti ispol'zovaniya atomnoy energii «Kriterii priemlemosti radioaktivnyh othodov dlya zahoroneniya». NP-093-14.
4. Tehnologiya kondicionirovaniya radioaktivnyh othodov atomnyh stanciy dlya zahoroneniya. Tehnicheskie trebovaniya. TT 1.1.8.16.1188-2016.
5. Annotacionnyy otchet o provedenii shef-naladochnyh rabot ustanovki cementirovaniya ZhRO 10KPN zdaniya 10UKC Novovoronezhskoy AES-2. OOO «RAOTEH», 2017.
6. Annotacionnyy otchet o provedenii shef-naladochnyh rabot ustanovki cementirovaniya ZhRO 00KPN zdaniya 00UKS Novovoronezhskoy AES-2. OOO «RAOTEH», 2017.
7. Gorbunova O.A., Kamaeva T.S., Vasil'ev E.V., Vinokurov S.E., Samsonov M.D. Patent RF N 2529496 na izobretenie. Sostav dlya otverzhdeniya zhidkih radioaktivnyh othodov. GEOHI RAN.
8. Spravka po provedeniyu kompleksnyh ispytaniy ustanovki ochistki vod specprachechnoy SRP50 na radioaktivnoy vode bez vklyucheniya v rabotu bloka okisleniya 00SRP60AT001 (07-10.02.2017). OOO «RAOTEH», 2017.
9. Plan kompensacionnyh meropriyatiy na period dovedeniya do proektnoy proizvoditel'nosti UISO trapnyh vod i UOVS energobloka N 1 NVAES-2. Otchet. AO «VNIIAES», 2020.
10. Sobolev I.A., Homchik L.M. Obezvrezhivanie radioaktivnyh othodov na centralizovannyh punktah. M.: Energoatomizdat, 1983. S. 40.
11. Dmitriev S.A., Barinov A.S., Batyuhnova O.G., Volkov A.S., Ozhovan M.I., Scherbatova T.D. Tehnologicheskie osnovy sistemy upravleniya radioaktivnymi othodami. M.: OOO «Internet Biznes Dizayn Grupp», 2007. S. 208-209, 227.
