Россия
Россия
Россия
Россия
Россия
В 2018–2020 гг. проведены работы по экспериментальному подтверждению соответствия цементированных радиоактивных отходов (РАО) блоков 1–2 Нововоронежской АЭС-2 критериям приемлемости для захоронения. Обоснованы требования к объему технологического контроля РАО. Показано, что соблюдение требований нормативных документов обеспечивается при солесодержании цементируемых РАО до 600 г/л. Обоснованы корректирующие действия при отступлениях (наличие в цементируемых РАО борной кислоты, комплексообразующих веществ).
радиоактивные отходы, цементирование, кондиционирование, прочность, выщелачиваемость
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. Сорокин В.Т., Демин А.В., Кащеев В.В., Ирошников В.В. Гатауллин Р.М., Меделяев И.А. Перегудов Н.Н. Шарафутдинов Р.Б. Контейнеры для радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности//Ядерная и радиационная безопасность. 2013. N 2(68).
2. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Сбор, переработка, хранение и кондиционирование жидких радиоактивных отходов. Требования безопасности». НП-019-15.
3. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Критерии приемлемости радиоактивных отходов для захоронения». НП-093-14.
4. Технология кондиционирования радиоактивных отходов атомных станций для захоронения. Технические требования. ТТ 1.1.8.16.1188-2016.
5. Аннотационный отчет о проведении шеф-наладочных работ установки цементирования ЖРО 10KPN здания 10UKC Нововоронежской АЭС-2. ООО «РАОТЕХ», 2017.
6. Аннотационный отчет о проведении шеф-наладочных работ установки цементирования ЖРО 00KPN здания 00UKS Нововоронежской АЭС-2. ООО «РАОТЕХ», 2017.
7. Горбунова О.А., Камаева Т.С., Васильев Е.В., Винокуров С.Е., Самсонов М.Д. Патент РФ N 2529496 на изобретение. Состав для отверждения жидких радиоактивных отходов. ГЕОХИ РАН.
8. Справка по проведению комплексных испытаний установки очистки вод спецпрачечной SRP50 на радиоактивной воде без включения в работу блока окисления 00SRP60AT001 (07-10.02.2017). ООО «РАОТЕХ», 2017.
9. План компенсационных мероприятий на период доведения до проектной производительности УИСО трапных вод и УОВС энергоблока N 1 НВАЭС-2. Отчет. АО «ВНИИАЭС», 2020.
10. Соболев И.А., Хомчик Л.М. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах. М.: Энергоатомиздат, 1983. С. 40.
11. Дмитриев С.А., Баринов А.С., Батюхнова О.Г., Волков А.С., Ожован М.И., Щербатова Т.Д. Технологические основы системы управления радиоактивными отходами. М.: ООО «Интернет Бизнес Дизайн Групп», 2007. С. 208-209, 227.
