Обеспечение экологической безопасности и оптимизация процессов обращения с радиоактивными отходами транспортных ядерных энергетических установок

Панкина, Елена Борисовна

Бесплатный автореферат и диссертация по биологии на тему
Обеспечение экологической безопасности и оптимизация процессов обращения с радиоактивными отходами транспортных ядерных энергетических установок
ВАК РФ 03.00.16, Экология

Автореферат диссертации по теме "Обеспечение экологической безопасности и оптимизация процессов обращения с радиоактивными отходами транспортных ядерных энергетических установок"

На правах рукописи

ПАНКИНА ЕЛЕНА БОРИСОВНА

ОБЕСПЕЧЕНИЕ ЭКОЛОГИЧЕСКОЙ БЕЗОПАСНОСТИ И ОПТИМИЗАЦИЯ ПРОЦЕССОВ ОБРАЩЕНИЯ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ ТРАНСПОРТНЫХ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК

Специальность 03.00.16 - экология

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Санкт-Петербург - 2004

Работа выполнена в Федеральном государственном унитарном предприятии Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова (г. Сосновый Бор) и в Государственном образовательном учреждении высшего профессионального образования Санкт-Петербургский государственный технологический институт (Технический университет)

Научный руководитель: кандидат химических наук,

Виталий Николаевич Епимахов

Научный консультант.

кандидат химических наук, доцент

Валерий Афанасьевич Доильницын

Официальные оппоненты.

доктор технических наук, Ирина Александровна Звонова

кандидат технических наук, доцент

Сергей Владиславович Натха

Ведущая организация - Первый центральный научно-исследовательский институт ВМФ Министерства обороны Российской Федерации

Защита диссертации состоится 29.12 2004 года 8 12.00

на заседании диссертационного Совета Д 212.230.11 при государственном образовательном учреждении высшего профессионального образования Санкт-Петербургском государственном технологическом институте (Техническом университете) по адресу: 190013, Санкт-Петербург, Московский пр., 26.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ГОУ ВПО Санкт-Петербургского государственного технологического института (Технического университета).

Отзывы на автореферат в одном экземпляре, заверенные печатью, просьба направлять по адресу. 190013, Санкт-Петербург, Московский пр., 26, Ученый Совет, или по факсу 8-812-25948-37

Автореферат разослан26.11.2004 г.

Ученый секретарь

Диссертационного совета Д 212.230.11

Е.М. Озерова

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы. Обращение с радиоактивными отходами (РАО) является острой современной проблемой атомного флота. Это связано с неукоснительным выполнением Лондонской конвенции о запрещении слива РАО в моря и океаны, новых законов и нормативных документов, регулирующих более жесткие требования по обеспечению радиоэкологической безопасности и с массовой утилизацией кораблей.

При эксплуатации транспортных ЯЭУ образуется значительное количество РАО. Их переработка представляет серьезные проблемы для государства. Смешанные по физико-химическому составу ЖРО планировалось перерабатывать на строящихся судах атомного технологического обеспечения типа «Амур» и «Пинега», которые в настоящее время морально и физически устарели, в первую очередь из-за низкой степени очистки от радионуклидов.

На сегодняшний день вся инфраструктура обращения с РАО на флоте исчерпала свои ресурсы: большинство емкостей и хранилищ заполнены; отходы хранятся в некон-диционированном виде; существует дефицит установок переработки и отверждения ЖРО и пр. Необходимость переоснащения флота в части обращения с РАО поддерживается Федеральной программой «Обращение с РАО и ОЯТ, их утилизация и захоронение на 1996 - 2005 гг», основное внимание которой направлено на минимизацию и безопасное хранение РАО. Практика смешения накопленных ЖРО ведет к резкому удорожанию их переработки и хранения из-за сложного физико-химического состава и значительных объемов вторичных РАО. Отсутствие целевых комплексных исследований, охватывающих все этапы обращения с РАО, не позволяет рационально их минимизировать и снизить темпы накопления отходов. Актуальным является решение комплекса задач, направленных на совершенствование принципов обращения с РАО для перспективных ЯЭУ, где все стадии рассматриваются как единая система. При этом особое внимание надо уделять малоизученным этапам формирования и сбора РАО и аспектам экологической безопасности.

Цель работы. Разработка комплексного подхода, принципов и научно-обоснованных рекомендаций к минимизации объемов и снижению экологической опасности РАО транспортных ЯЭУ по результатам комплексного анализа процессов обращения с РАО и радиоактивными веществами (РАВ) на примере эксплуатации наземного прототипа транспортной ЯЭУ и связанной с ним инфраструктуры.

Задачи работы. Для достижения поставленной цели решали следующие задачи:

• разработка методологических основ комплексного подхода к оценке радиоэкологической опасности при обращении с РАО транспортной ЯЭУ;

• критический анализ действующих технологических линий транспорта РАВ, РАО и вредных химических веществ (ВХВ) с ЯЭУ в окружающую среду (ОС) с детальной оценкой объемов, состава и долевого вклада в общие показатели каждого источника;

• обоснование классификации ЖРО, принципов разделения их по потокам и оптимизация действующих технологий сбора, переработки и кондиционирования РАО;

• оценка радиоэкологической опасности действующих и предлагаемых технологий обращения с РАО транспортной ЯЭУ, включая хранение отходов;

• разработка научно-обоснованных рекомендаций по минимизации РАО и снижению радиоэкологической опасности при обращении с РАО транспортных ЯЭУ.

Научная новизна. Впервые проведены комплексные исследования с целью снижения радиоэкологической опасности и оптимизации процессов обращения с РАО транспортных ЯЭУ на основе всестороннего анализа штсй^1и^ч'|1^1ени)Г^ггиииуклидов в ОС.

Определена структура ЖРО по активности, объему и долевому вкладу от различных источников образования. Впервые получены данные по развернутому химическому составу ЖРО за многолетний период текущей эксплуатации транспортной ЯЭУ. Предложена классификация ЖРО по физико-химическому составу для раздельного сбора и дифференцированной переработки. Для оценки радиационного риска на население от загрязнения подземной гидросферы впервые получены обширные экспериментальные данные по удержанию радионуклидов региональными грунтами: изучены особенности сорбци-онных и десорбционных процессов, определены величины необратимости сорбции, коэффициентов распределения и их пространственная изменчивость, и др. Разработана методика определения ^ радионуклидов в системе «грунт-вода».

На защиту выносятся:

• комплексные экологические исследования по систематизации источников и путей формирования объемов и активности выбросов, сбросов, жидких и твердых РАО транспортной ЯЭУ с оценкой долевого вклада составляющих потоков;

• результаты изучения химического состава ЖРО ЯЭУ;

• обоснование эффективности переработки смешанных ЖРО на ММСУ и отверждения концентрата ЖРО на МУЦ;

• результаты исследования удержания радионуклидов региональными природными сорбентами с целью очистки ЖРО и использования в качестве защитных барьеров;

• классификация ЖРО транспортных ЯЭУ и способы их переработки на основе разделения водопотоков;

• результаты поведения радионуклидов в системе «грунт-вода» вблизи хранилищ ТРО ЛСК и данные прогнозирования миграции радионуклидов с грунтовыми водами от хранилищ;

• оценки индивидуальных эффективных доз и радиационного риска для населения от газо-аэрозольных выбросов и водных сбросов с транспортной ЯЭУ;

• методические и практические рекомендации по безопасному обращению с ЖРО транспортных ЯЭУ.

Практическая ценность работы. Разработанная схема развернутого анализа ра-дионуклидного и химического состава технологических сред, РАО и объектов ОС позволила получить надежные данные, провести комплексные исследования и разработать рекомендации по организации современного обращения с РАО транспортных ЯЭУ.

Проведены опытно-промышленные испытания модульной мембранно-сорбцион-ной установки (ММСУ) по переработке ЖРО и модульной установки цементирования (МУЦ). Показана высокая эффективность очистки ЖРО модулями ММСУ. Качество цементных компаундов удовлетворяет действующим РД и ГОСТам.

В результате обследования радиационного состояния грунтовых вод в районе хранилищ ТРО Ленспецкомбината «РАДОН» (ЛСК) выполнен комплекс инженерно-защитных мероприятий по снижению загрязнения грунтовых вод, что подтверждено данными их последующего мониторинга. На основании изучения гидрогеологических и сорбци-онных параметров грунтов и состава воды выполнен долгосрочный прогноз влияния хранилищ на ОС, данные которого были опубликованы и сняли социальное напряжение.

Результаты работы могут найти применение при разработке проектной, методической и нормативной документации по обращению с РАО на флоте; проведении радиационного и химического контроля ЖРО на предприятиях атомно-промышленного профиля; для оценки и прогноза миграции радиоактивных примесей в подземных водах.

Внедрение результатов работы. Результаты работы внедрены при анализе экологической безопасности хранилищ ТРО ЛСК «РАДОН», а также в процесс радиохими-

ческого и радиоэкологического контроля за эксплуатацией ММСУ и МУЦ в НИТИ.

Достоверность научных положений и выводов базируется на нормативных документах по радиационной и радиоэкологической безопасности, действующих ГОСТах, СанПиН и РД; использовании методов статистической обработки данных; применении аттестованных средств измерения и совокупности апробированных радиохимических и химических методик, подтвержденных экспериментально, и опытом эксплуатации; адекватности численных моделей оценки и прогноза реальным процессам.

Личный вклад автора. Автор в течение 20 лет принимал непосредственное участие в работах по разработке методик и схем радиохимического контроля ЖРО и объектов ОС, изучению сорбционных свойств искусственных и природных сорбентов, обоснованию, организации и выполнению мониторинга ОС в районе объектов исследования, радиохимическим исследованиям и контролю за работой ММСУ и МУЦ. Автор, как ответственный исполнитель, разрабатывал принципиальные схемы и выполнял анализ источников и путей образования выбросов, сбросов и РАО при эксплуатации транспортной ЯЭУ; планировал эксперименты и совершенствовал методологию оценки радиоэкологического воздействия на население транспортной ЯЭУ и хранилищ ЛСК.

Апробация работы. Основные результаты работы докладывались на: Международной конференции «РАО. Хранение, транспортировка, переработка. Влияние на человека и окружающую среду», СПб, 1997г; 3-ей Международной конференции «Экология и развитие Северо-запада России», СПб, 1998г; 3-ей Российской конференции «Радио-химия-2000», СПб, 2000г; Московском семинаре Межведомственного научного совета по радиохимии при Президиуме РАН и Минатоме РФ, Москва, 2001 г; Российской конференции «Подводное кораблестроение в России: состояние, проблемы, перспективы», СПб, 2002г; Российских научных семинарах 2001 и 2003 гг «Проблемы и перспективы развития химического и радиохимического контроля в атомной энергетике» г. Сосновый Бор; на Конгрессе «Неделя химических технологий в Санкт-Петербурге», СПб, 2003г; 7-ой Международной конференции «Безопасность ядерных технологий. Обращение с РАО», СПб., 2004г. По материалам диссертации опубликованы: 1 книга (3 главы), 3 статьи, 11 тезисов докладов на Международных и Всероссийских конференциях, 3 патента.

Структура и объем работы. Работа состоит из введения, 7 глав, выводов, списка литературы из 204 наименований; содержит 209 страниц, 78 таблиц, 44 рисунка и 7 приложений.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ f • Введение. Приводится общая характеристика работы, обосновывается ее актуальность, цели и задачи исследований, степень новизны и практическая значимость.

Глава 1. Анализ состояния вопроса. Проведен анализ литературных источников, включая нормативные документы, по проблемам флота в области экологии и процессов обращения с РАО: современных методов, технологий переработки и способов хранения. Отсутствие правил разделения ЖРО при недостатке информации по развернутому радионуклидному и химическому составу серьезно затормозили разработку принципов оптимальных технологий переработки. Мало информации и по экологическим последствиям хранения РАО флота. Отсутствует комплексный подход к процессам обращения с РАО, анализ касается в основном его разрозненных этапов. Акцент делается на переработку смешанных ЖРО сложного состава, для которых предлагаются сложные системы очистки. Этот путь не всегда экономически оправдан, т.к. не рассматривает ресурсы минимизации отходов на стадиях образования и сбора. Современные тенденции к снижению объемов РАО при проектировании АЭС вынуждают разделять водопотоки. С другой стороны, универсальная технология дистилляции иногда требует проведения

предварительной электрохимической обработки, например, для дезактивационных ЖРО транспортных ЯЭУ. Процесс переработки эффективен только при адаптации к конкретным условиям образования, хранения, химическому и фазовому составу отходов, а также экологическим требованиям к конечным продуктам.

Существующие рекомендации для флота РКО-94 ориентируют на технологии с энергоемкими процессами (выпаривание), низкой степенью очистки от СПАВ и нефтепродуктов (НП), пожаропасным битумированием. Общепринятые технологии очистки ЖРО: коагуляционные (отечественные станции водоочистки, МосНПО «Радон») и выпарные (АЭС, ЛСК) материале- или энергоемки, что не подходит для работы в условиях береговых хранилищ флота. Поэтому основными принципами выбора экологически безопасных технологий переработки ЖРО транспортных ЯЭУ должны быть: автономность работы, мобильность, модульность, минимизация первичных и иммобилизация вторичных отходов, а также защита персонала, ОС и населения. Такие принципы реализованы в установках ММСУ и МУЦ (НИТИ) и «Шарья-3.0» («Биотех-прогресс», «Экоатом», НИТИ). В основе технологии переработки ЖРО лежат низкоэнергоемкие мембранные процессы. Передвижной комплекс ММСУ-МУЦ включает технологические модули: микрофильтрации (МФ), ультрафильтрации (УФ), обратного осмоса (МОО), ионного обмена (МИО) и цементирования. Они хорошо себя зарекомендовали при очистке смешанных ЖРО на Тихоокеанском и Северном флотах. Однако при солесодержании (СС) ЖРО более 50 г/л эффективность очистки на ММСУ падает при предельном осмотическом давлении. Метод цементирования, используемый в комплексе, выгодно отличается от битумирования негорючестью, низкой температурой замеса, отсутствием пластичности компаунда, простотой процесса смешения ЖРО с цементом. Скорости выщелачивания радионуклидов из отвержденных продутов позволяют хранить компаунды в траншеях, что особенно важно для условий флота.

При выборе сорбентов для очистки ЖРО от радионуклидов, наряду с сорбционны-ми характеристиками (Коч) необходимо учитывать экологическую безопасность конечного продукта. В последние годы широкое применение для очистки ЖРО от радионуклидов Cs получили селективные сорбенты, например, марки «Термоксид-35», а для сопутствующих радионуклидов, таких как9^г, пока не найдено сорбентов лучше универсальных катионообменных смол. Природные сорбенты по сравнению с ионитами (ИОС) при отверждении дают более высокую степень наполнения компаунда при равной механической прочности. В отличие от синтетических селективных сорбентов и ИОС природные сорбенты являются дешевым и доступным сырьем, неотъемлемой частью ОС и после отверждения могут служить дополнительным барьером защиты при хранении РАО. Поэтому для переработки низкоактивных ЖРО целесообразно рассмотреть возможность использования природных сорбентов.

Таким образом, ключевое внимание при обращении с РАО транспортных ЯЭУ должно уделяться оптимизации технологий, которую нужно проводить на основе углубленных исследований источников образования и путей формирования РАО и РАВ от реактора до ОС, чтобы при многовариантности технологий найти наиболее приемлемый путь с точки зрения минимизации РАО и обеспечения экологической безопасности.

Глава 2. Объект и методы исследования. Основные принципы комплексного подхода к проблемам обращения с РАО транспортных ЯЭУ.

Объектом исследования является региональный атомно-промышленный комплекс «НИТИ - ЛСК», включающий:

• НИТИ - стенд-прототип транспортной ЯЭУ и технологические системы: сбора и переработки ЖРО на ММСУ; сбора ТРО; кондиционирования РАО на МУЦ; магистрали

газо-аэрозольных выбросов и водных сбросов в ОС;

• ЛСК - хранилища РАО; сеть наблюдательных скважин;

• объекты ОС в районе расположения комплекса «НИТИ-ЛСК».

Методы исследования: Разработаны комплексные схемы радиохимического и химического анализов ЖРО, ТРО, выбросов и сбросов транспортной ЯЭУ, реализация которых позволила системно изучить перенос загрязнителей по основным технологическим линиям до поступления в ОС и пищевые цепи человека. Содержание у-излучающих радионуклидов в образцах измеряли с помощью полупроводниковой спектрометрии. Анализ Sг в зависимости от уровня определяемой активности и содержания примесей проводили по 9(^г или по Измерение суммарной активности Р-излучающих радионуклидов осуществляли на радиометрах: в пробах ОС - УМФ-2000, РАО - КРК-2,3Н -РЖС-05. Химический анализ проб определяли по РД: экстракционно-фотоколори-метрическим, весовым, кондуктометрическим, аргентометрическим, титриметрическим и др. методами. Содержание тяжелых металлов (ТМ) - атомно-абсорбционным методом. Минералогический состав образцов грунта - рентгеноструктурным анализом. Оценку эффективных доз и радиационного риска на население - согласно «Руководству по установлению допустимых выбросов РАВ в атмосферу» (ДВ-98), «Методов расчета распространения РАВ с АЭС и облучения окружающего населения». (МХО ИА) и НРБ-99. Оценку и прогноз миграции загрязнения подземных вод от хранилищ РАО - по численным моделям фильтрации (МОБРЬО"^, массопереноса и дисперсии (МТ3Б).

Основы комплексного подхода иллюстрирует рис. 1.

Все этапы обращения с РАО и РАВ рассматриваются как единый механизм, в котором определяются устойчивые взаимосвязи между отдельными этапами. Основой комплекса является транспортная ЯЭУ и каналы выхода радионуклидов в ОС: выбросы; сбросы; ЖРО; ТРО. Для каждого канала решается ряд последовательных задач. На начальном этапе проводится анализ объемов, состава и активности загрязнителей по действующим технологическим схемам с оценкой радиоэкологического воздействия.

Рис.1. Принципиальная схема комплексного подхода к оптимизации обращения с РАО

транспортной ЯЭУ

В результате детального анализа источников и операций, формирующих объемы, химический состав и активность загрязнений на заключительном этапе проводится оптимизация технологических схем для экологически безопасного обращения с РАО.

Комплексный подход базируется на принципах:

• системных исследований источников образования и путей формирования радионуклидов в едином «технолого-экологическом» объекте от реактора до ОС;

• общего методико-аппаратурного парка, позволяющего определять «реперные» и «критические» (радиоактивные и химические) загрязнители, необходимые для выбора способа переработки РАО и оценки воздействия на ОС;

• систематического анализа полученных данных и поиска взаимосвязей между отдельными этапами обращения с РАО: образованием, сбором, переработкой, кондиционированием и хранением;

• раздельного сбора ЖРО по степени сложности физико-химического состава и уровню удельной активности радионуклидов;

• дифференцированной переработки ЖРО, соотнесенной к раздельному сбору;

• минимизации объемов РАО в процессе переработки;

• иммобилизации в матрицы вторичных РАО для наиболее полной изоляции в ОС;

• экологической безопасности действующих и оптимизированных технологий обращения с РАО транспортных ЯЭУ.

Глава 3. Исследование источников и путей формирования выбросов, сбросов и ЖРО при эксплуатации транспортной ЯЭУ.

Газо-аэрозольные выбросы. Доминирующим источником поступления радиоактивного загрязнения с транспортной ЯЭУ в воздушную среду является газовая фаза теплоносителя. Активность выбросов в основном определяется инертными радиоактивными газами (ИРГ)- Выход радионуклидов в атмосферу через системы фильтроочистки происходит преимущественно за счет двух операций: сдувок из баллонов выдержки газов (БВГ) и пробоотборов теплоносителя I контура (1к). Объемы выбросов при сдув-ках (3700 м3/год) на 3 порядка выше, чем при пробоотборах. Однако по активности про-боотборы вносят подавляющий вклад (98 %) в общий выброс, так как в отличие от сду-вок радионуклиды без выдержки поступают в ОС. Состав сдувок на 95-98 % определяется 133Хе. Объемная активность аэрозолей при опорожнении БВГ - на три порядка ниже ДОАнас по наиболее «жесткому» нуклиду 8г. При пробоотборах определяющими уровень активности являются радионуклиды: 133Хе, 135Хе, Кг, 8'Кг, 41Аг.

Активность "общего выброса с транспортной ЯЭУ составляет 69 ГБк/год ИРГ (0,35 % от допустимых выбросов), 37 кБк/год ДЖН (ШС$ и 908г), 1,0 МБк/год1311. Перед выходом в ОС выброс разбавляется с достижением объемных активностей 13,Св и 908г на шесть, а 1311 на четыре порядка ниже ДОАнас.

По совокупности уровней активности и дозовым нагрузкам обязательными для контроля выбросов являются: ИРГ (85Кг, 88Кг, 133Хе) и 1311. Из-за низких концентраций ДЖН, контроль аэрозолей выбросов необходим только для оперативной диагностики отклонений от нормальной работы ЯЭУ (по 2р-активности) и оценки годовых эффективных доз населения (состав и активность радионуклидов).

Исследования показали, что минимизация активности выброса возможна и связана с операциями пробоотбора. Необходимо предусмотреть после отбора проб локализацию и выдержку газовой фазы теплоносителя, аналогично сдувкам. Эта процедура снизит активность общего выброса с ЯЭУ более чем в 60 раз.

Водные сбросы с ЯЭУ через сбросной канал разгружаются в акваторию Финского залива и состоят из двух потоков: морского и пресно-конденсатного.

Морские сбросы образуются в основном в результате работы систем охлаждения ЯЭУ. Пресно-конденсатные сбросы (ПКС) сформированы сливами: непосредственно с ЯЭУ - из бака-сборника локальной установки (БСЛУ) и сети приямков (первая группа); душевых, моечных вод и из санитарных помещений (вторая группа); «финишной» воды (ФВ) после ММСУ (третья группа).

Морские сбросы вносят подавляющий вклад в общий объем (99,96 %). В ПКС основной объем составляют воды второй группы (72 %). Объемная активность радионуклидов в морской воде, поступающей на ЯЭУ, и сбросной воде достоверно не различаются (рис. 2). Радионуклидный состав воды представлен '"Се, Л8г и 40К. Суммарная Р-активность на 96 % определяется 40К. То есть, морской поток является «радиоактивно чистым» сбросом. Содержание ВХВ в сбросных и заборных водах ЯЭУ, как правило, находятся также на одном уровне.

Несмотря на низкий вклад ПКС в общий объем (0,04%), он определяет активность водных сбросов с ЯЭУ (рис. 3). Основная активность сброса (без 3Н) связана с приямками, душевыми водами и ФВ - 97 %. Однако по активности сбрасываемой воды ведущее место занимает ФВ из-за 3Н, который является основным дозообразующим радионуклидом по «рыбно-пищевой цепи» облучения населения. Поэтому для оптимизации процесса целесообразно ввести режим «замкнутого» водопользования «тритиевых» вод.

Этим можно достичь снижения активности сбросов более чем на 5 порядков.

4 5 6

I - объем сбросов по составляющим 0 - активность ДЖН без 'Н Ш-активность1 И 1 —БСЛУ; 2 —приямки; 3 — душевые воды; А—моечные воды; 5 — сансяивы, 6-ФВ

Рис. 3. Объем, активность и долевой вклад составляющих в общий пресно-конденсатный сброс

Изучение химического состава пресно-конденсатного (малосолевого) сброса с ЯЭУ показывает, что по первой группе из БСЛУ поступает 400 м3/год очищенных вод. Локальная установка (ЛУ) предназначена для очистки вод от НП. Содержание НП в водах БСЛУ варьирует в широких пределах, редко превышая нормативы на сброс (0,03 мг/л). Проведен фазовый анализ вод БСЛУ на содержание ТМ. По концентрации ТМ вода, как правило, соответствует нормам. Во взвесях присутствуют Ре, Мп, Си, 2п, РЬ. Содержание Ре достигает 99 % по сравнению сводной фазой. Высокое содержание ТМ во взвесях подтверждено результатами анализа проб ила из ЛУ (88 г Ре; 4-5 г Си и 2п; 1-2 г - N1, Мп на 1 кг сырой массы ила). Из сети приямков поступает 2200 м3/год. Источниками поступления являются переливы из ЛУ, трапные воды из помещений мойки оборудования и приготовления химических растворов. В воде регистрируется превышение норм на сброс в 20-30 раз по содержание НП, в 10 раз СПАВ и в 6-14 раз ряда ТМ. Подавляющая часть ТМ содержится на взвесях.

Воды второй группы общим объемом 7100 м3/год по всем ингредиентам, кроме Ре,

удовлетворяют нормативам на сброс. Финишная вода {третья группа) объемом 150 м3/год по всем показателям удовлетворяет федеральным нормам на сброс.

На фоне разбавления ПКС (в 2,5 тыс. раз) подавляющим объемом морского сброса специфика его загрязнения в сбросном канале не проявляется. Однако для улучшения экологического состояния целесообразны профилактические очистки ЛУ, БСЛУ и приямков от иловых отложений, накопленных в процессе эксплуатации ЯЭУ. С водными сбросами население получает дозовые нагрузки и поэтому целесообразно контролировать активность радионуклидов не только на выходе в ОС, но и на более ранних стадиях ее формирования, в первую очередь, в ФВ.

Жидкие радиоактивные отходы. Детальная инвентаризация путей формирования ЖРО ЯЭУ показывает, что они образуются по трем укрупненным потокам:

• «стендовые» ЖРО - сливы из основных и вспомогательных систем установки;

• «химические» ЖРО - сливы из помещения пробоотбора и химических лабораторий;

• «моечные» ЖРО - санитарно-гигиенические сливы, трапные и моечные воды.

Все потоки проходят через систему спецканализации и объединяются в накопительных баках для переработки на ММСУ.

«Стендовые» ЖРО. Из основных систем ЯЭУ доминирующий вклад в объем вносит содержимое двух цистерн: дренажа 1к (ЦДР) и грязных вод (ЦГВ). Из вспомогательных систем основной объем ЖРО определяется отработанными дезактивационными растворами, переливами и осушением бассейнов выдержки (БВ).

Анализ формирования объемов ЖРО. Максимальные объемы сливов в ЦДР приходятся на начало кампании ЯЭУ (1995-1996 гг) (рис. 4). Эти периоды связаны с проведением гидроиспытаний и промывок 1к Дренаж 1к - основная операция формирования сливов ЦДР (80 %). Вторая по рангу операция - воздухоудаление из систем 1к (9 %).

Остальные сливы связаны с ремонтом и проверкой работы подпиточных насосов, перегрузкой и гидроиспытаниями фильтров очистки 1к и др. Подавляющий вклад в ЖРО ЦГВ вносят дренажи парогенераторов и компенсационных баков - 75%. Основные операции вместе с организованными протечками насосного и парового оборудования составляют 88 % от общего объема ЖРО ЦГВ. Остальные 12 % практически полностью связаны с пробоотбором и промывкой теплообменников Шк. Максимальный объем ЖРО в ЦГВ приходится на 1998 г (19,6 м3), когда проводились многократные процедуры промывок и осушения парогенераторов Ик.

Операции по «стендовым» ЖРО приводят к образованию около 55 м3/год ЖРО -37 % от общего объема. Из них 17 м3/год приходится на содержимое ЦДР и 15 м3/год на ЦГВ. Остальные объемы поступают с эпизодическими операциями: сливами цистерны биологической защиты (ЦБЗ), гидроиспытаниями Шк и др.

Операции по «химическим» ЖРО приводят к образованию за счет пробоотбора порядка 8 м3/год ЖРО, отработанных химических растворов - 5,5 м3/год, т.е. в сумме не превышают 13,5 м3/год, что составляет 9 % от общего объема.

Операции по «моечным» ЖРО приводят к образованию не более 78 м3/год ЖРО в результате слива моечных, трапных вод и из санитарных помещений. Это составляет 54 % от общего объема.

В результате эксплуатации ЯЭУ образуется около 150 м3ЖРО в год. Соотношение объемов между «стендовыми», «химическими» и «моечными» ЖРО составляет 37:9:54.

Анализ формирования активности ЖРО. Основными источниками формирования активности ЖРО ЦДР является вода 1к, ЦГВ - отработанные воды Пк и Шк. Поскольку объемная активность 3Н в отработанных водах 1к более чем на 4 порядка выше содержания остальных радионуклидов, данные по 3Н в ЖРО приводятся отдельно.

Технологически в цистернах отсутствуют линии пробоотбора. Поэтому для оценки активности ЖРО, поступающих в цистерны был специально изучен состав ДЖН в водах

всех контуров ЯЭУ (рис. 5).

Первый контур

7000

g , 5000

I | 4000

S -о g

Второй контур

3000 2Û0Û 1000 о

-Ян

□ П Г-1 l-l

"7CsMNb1"Cs 61Cr 8SZr "°Sr "Co1MCe«°Co"Mn,""Aa1luRu5>Fe

0,1 0,08 0,06 0,04 -j— 0,02 0

Третий контур

S1Cr 1Л"Ад 137CS MSf

Рис. 5. Объемная среднегодовая активность ДЖН в контурных водах ЯЭУ В результате эксплуатации ЯЭУ ежегодно образуется 0,1 ГБк ДЖН и 1,8 ТБк 3Н. Соотношение активности ДЖН между «стендовыми», «химическими» и «моечными» ЖРО составляет 56 : 42 : 2.

Анализ химического состава ЖРО. При обследовании ЖРО транспортных ЯЭУ традиционно определяют радиотоксичность отходов, а информация по химическому составу, как правило, отсутствует. Нами впервые получены эти данные за длительный период эксплуатации транспортной ЯЭУ (табл. 1).

Таблица 1

Химический состав исходных ЖРО транспортной ЯЭУ (1996-2001) гг

Параметры Единицы измерения ПДК, (СанПиН 4630-88) , Диапазон содержания Параметры Единицы измерения ПДК, ;с»нПин 4630-88) Диапазон содержания

РН усл.ед. 6,5-8,8 6,6-9,4 (8,2)* ХПК мг/л 30 18-42 (24)

СПАВ " мг/л 0,1 0,01-10 (2,7) Кальций мг/л 180 14-56 (38)

Нефтепродукты мг/л 03 0,05-2,4 (0,9) Жесткость мг-экв/л ■ 1,8-5,6 (3,9)

Сухой остаток мг/л 1000 92-840 (518) Магний мг/л - 5-37 (17)

Взвеш. вещ-ва мг/л 0,75 2-105 (24) Железо мг/л 0,3 0,3-8,0 (1,8)

Хлориды мг/л 350 1,6-80 (27) Марганец мг/л 0,1 0,1-3,7 (1,7)

Сульфаты мг/л 500 22 - 240 (130) Хром мг/л 0,05 0,02-0,6(0,09)

(СО/+нсо3-) мг/л - 165-290 (230) Свинец мг/л 0,03 0,6 - 0,7 (0,35)

Фосфаты мг/л 3,5 0,02 Никель мг/л 0,1 1,7

Нитраты мг/л 45 •0,1-6,3 (2,7) Медь мг/л 1,0 3,01-0,06 (0,07;

Аммиак мг/л 2,0 0,05-14,0(2,5) Цинк мг/л 1,0 0,02-0,7 (0,27)

* - в скобках даны средние содержания параметров за период наблюдения.

** - жирным шрифтом выделены параметры, превышающие ПДК

ЖРО относятся к малосолевым отходам. Наличие морских протечек не обнаружено. Содержание НП ниже уровней, характерных для ЖРО флота. Основной анионный состав определяется солями пресных вод и минеральных кислот после регламентных анализов и дезактивации химической посуды. По ряду ингредиентов (НП, СПАВ, ТМ) ЖРО можно рассматривать как химические отходы.

Сводные данные структуры ЖРО по объемам, активности и СС за счет различных операций показывают, что по объемам более половины ЖРО приходится на моечные воды, активность которых крайне низка (рис. 6). СС моечных вод сформировано солями пресных вод с добавками СПАВ.

Рис. 6. Структура ЖРО транспортной ЯЭУ по объемам, активности и солесодержанию от различных источников образования

П - ю систем установки: 1-контурные воды; 2-дезактивационные сливы; 3-прочие сливы П - пробоотбор и сливы хим. лабораторийЯ - трапные и моечные воды, сливы санитарных помещений

Эти воды после очистки от СПАВ можно сбрасывать в ОС. Поэтому их целесообразно отделять от других ЖРО. По активности основной вклад в ЖРО вносят регулярные сливы теплоносителя из ЦЦР и отборы вод 1к и БВ. При этом обессоленные отработанные контурные воды не рационально смешивать с ЖРО, сформированными пресными водами, дезактивационными и химическими растворами, т.к. это серьезно усложняет переработку. Наиболее сложными по физико-химическому составу являются сливы химических лабораторий и отработанные дезактивационные воды, поэтому их также следует отделять от других ЖРО.

Следовательно, при эксплуатации транспортной ЯЭУ образуется около 150 м3/год ЖРО активностью 100 МБк ДЖН и 1800 ГБк Н. По уровню объемной активности 3Н ЖРО относятся к категории среднеактивных. Но с точки зрения переработки их можно условно отнести к низкоактивным ЖРО. Различие потоков ЖРО по физико-химическому составу и активности позволяет провести оптимизацию всего процесса обращения на основе их раздельного сбора для последующей дифференцированной переработки.

Исследование переработки ЖРО ЯЭУ на ММСУ и МУЦ. Состав объединенных ЖРО более узок по сравнению с отработанными водами 1к и обычно представлен, кроме 3Н, 3-5 радионуклидами ("'Се, 134Св, 908г, ЛСо, 54Мп). Это связано с разбавлением вод 1к менее активными ЖРО одной и той же категории, радиоактивным распадом радионуклидов и сорбционными процессами. Последнее подтверждено результатами фазового анализа, где часть радионуклидов практически количественно захватывается взвешенной фракцией отходов. Химический состав ЖРО дан в табл. 1.

Эксплуатация ММСУ показывает высокую степень очистки ЖРО от радионуклидов и химических загрязнителей. КоЧ ЖРО от радионуклидов составляют по 8г - 104, Се - 103, Со - до 102. Степень очистки от ВХВ - от 4 до 25. За длительный период времени объемная активность радионуклидов в ФВ ни разу не превышала УВ"ол* по НРБ-99. Содержание ВХВ в ФВ также удовлетворяет федеральным нормам на сброс.

В результате опытно-промышленных испытаний МУЦ проведено отверждение концентратов ЖРО СС 33 г/л. Качество компаундов подтверждено высокой механической прочностью и низкими скоростям выщелачивания радионуклидов (РД 95 10497-93).

Выбор наполнителей для модуля селективной сорбции. В качестве замены дорогих наполнителей МИО ММСУ рассмотрено использование сорбентов на основе природных материалов, которые имеют преимущества при цементировании (см. гл.1). В сферу исследования вошли распространенные грунты и минералы Ленинградской области, а также продукты их переработки. Опыты проводились в статических и динамических условиях (рис. 7). Результаты статической сорбции показали, что из 18 видов сорбентов лучшие свойства по удержанию '"Се проявили - сапропель, все типы глин и

глауконитовая, 10 - белитовый шлам, 11 -известняк, 12-горючий сланец, 13 - глина жирая, 14 - боксит, 15 -доломит, 16-сланцевый шлам, 17- золопшаки, 18 - диатомит

По результатам максимального удержания радионуклидов отобраны три лучших сорбента: кембрийская глина, красный шлам и доломит. Динамическая сорбция радионуклидов показала, что сорбция 60Со на доломите происходит практически количественно (99,3 %). Красный шлам также в большей степени концентрирует 60Со (90 %). Кембрийская глина эффективно удерживает 137С$ (95 %). Красный шлам и доломит практически в равной мере сорбируют 908г (50 - 60 %). Поэтому, для наполнителей сорбционного модуля оптимальной является смешанная загрузка глины и доломита, если Коч удовлетворяют нормам на сброс в ОС.

Глава 4. Оптимизация способов сбора, переработки и кондиционирования ЖРО транспортной ЯЭУ. На основании инвентаризации источников и путей образования ЖРО ЯЭУ и смешанных ЖРО, характерных для флота, предложена классификация

Способ переработки:

I группа - Низкоактивные бессолевые ЖРО

А < Ю'Ки/л (0,4МБк/л), ССдо0,05г/л, СПАВ иНПотсутствуют контурные воды и вода бассейнов выдержки — составляют около 40 % ЖРО ЯЭУ

ЖРО 1-ой группы - МФ - МИР - ФВ

II группа - Низкоактивные малосолевые ЖРО А < Ш'Хи/л (37Бк/л), СС до 1,0 г/л, СПАВ и НПдо 10 мг/л моечные и трапные воды - составляют около 50 % ЖРО ЯЭУ

ЖРО П-ой группы —■ ПС (активированный уголь) — ФВ

Способ переработки:

III группа - Низкоактивные малосолевые ЖРО сложного физико-химического состава А<нг'Ки/л (0,4 МБк/л), СС до 10 г/л, СПАВ и НП до 10 мг/л сливы хим лабораторий, дезактивационные воды и др - составляют около 16 % ЖРО ЯЭУ

Способ переработки:

ЖРОШ-йгруппы-МФ-МУФ-МОО-(МИР/сел сорбент)-ФВ

IVгруппа - Низкоактивные и среднеактивные высокосолевыеЖРО сложного физико-хим. состава А > Ш7Ки/л (3,7кБк/л), СС> Юг/л, СПАВ и НП > 10 мг/л характерные для смешанных ЖРО флота

Способ переработки:

Высокосолевые ЖРО Концентрат МОО Регенераты МИО

Глубокое доупаривание (70-200 г/л)

Цементирование (включение солей до 15-20%)

Рис. 8. Классификация исходных ЖРО транспортных ЯЭУ по физико-химическому составу и уровням активности с согласованными способами раздельной переработки

отходов (рис. 8). ЖРО разделены на 4 группы по мере усложнения физико-химического состава. Градация групп проведена по СС, концентрации СПАВ и НП. Согласно классификации предлагаются следующие способы переработки ЖРО по потокам.

Для 1 группы - обессоленных вод - не рационально использовать сложные системы очистки, достаточна последовательная предочистка от взвесей на микрофильтре (МФ) и очистка радионуклидов на ионитах.

Для 2 группы - моечных вод - предлагается очистка на пористых сорбентах, например, активированном угле.

3 группу ЖРО можно перерабатывать на последовательно соединенных модулях МФ, УФ, МОО и МИО (схема ММСУ).

Для 4 группы предлагается глубокое упаривание ЖРО до высокосолевых концентратов, например, роторно-пленочным испарителем (РПИ). Все схемы переработки ориентированы на модульные установки, которые позволяют компоновать последовательность и количество модулей в зависимости от решаемых задач.

Заключительной стадией переработки является цементирование. Его преимущества связаны с низкой температурой отверждения, дешевизной и простотой технологии, а также негорючестью компаундов.

Таким образом, в комплект модулей для переработки транспортных ЖРО целесообразно к ММСУ и МУЦ включение модулей селективной сорбции и малогабаритной дистилляционной установки для глубокого концентрирования ЖРО.

Сравнительная оценка существующих и предлагаемых методов переработки и кондиционирования РАО. В табл. 2 приведены исходные данные и стоимость различных вариантов переработки ЖРО. Стоимость рассчитана по тарифам ЛСК 2002 г, исходя из реального объема ЖРО транспортной ЯЭУ - 150 м3/год.

Таблица 2

Сводные данные по действующим и предлагаемым способам переработкиЖРО транспортныхЯЭУи ихстоимость по конечному продукту

№ схемы № потока Объем исходных ЖРО, м3 Вторичные РАО Общий объем компаунда, м5 (кол-во бочек) Стоимость продукта, тыс. руб Применяемые способы переработки

Объем ТРО, м3 Объем ЖРО, м3 (СС)

Схема 1 1 150 - - 900 Без переработки

Схема 2 1 150 4,52 7,5{Юг/л) 135 ММСУ

Схема 3 1 150 0,59 2,5 (30 г/л) 5,2 (26 шт) 121 ММСУ -чМУЦ

Схема 4 1 60 0,09 - 3,2 (16 шт) 64 МФ-МИО-МУЦ

2 90 0,38 1,5 (30 г/л) ММСУ -> МУЦ

Схема 5 1 60 0,09 1,0 (5 шт) 23 МФ^МИО-»МУЦ

2 90 0,38 0,23 (200г/л) ММСУ-*ПИ-<МУЦ

Схема б 1 60 0,09 - 0,8 (4 шт ) 27 МФ-МИО—МУЦ

2 15 0,14 0,25 (30 г/л) ММСУ —МУЦ

3 75 0,4 - - ПС

Первые три схемы - без разделения потоков. Ввод в действие ММСУ (схема 2) позволил сэкономить более 700 тыс. руб/год. За счет ввода установки МУЦ (схема 3) повысили экологическую безопасность РАО, но на стоимость переработки этот способ существенно не повлиял. Схемы 4 и 5 предусматривают разделение ЖРО на два потока. Первый поток, 60 м3 - воды контуров и БВ, второй поток — все остальные ЖРО. Эти две схемы отличаются тем, что в схеме 5 перед цементированием СС концентрата ЖРО доводится до 200 г/л. Схема 6 предусматривает разделение на три потока: первый поток -воды контуров и БВ; второй поток 15м3- дезактивационные, трапные воды и химические растворы; третий поток — моечные воды. Предлагаемые схемы переработки с разделением потоков одновременно снижают стоимость цементных компаундов и значительно экономят площадь при хранении. Оптимальной по всем параметрам является схема 6.

Оценка экологической опасности компаундов проведена по схемам 3-6. Компаунды в стандартных 200 л бочках за счет радиоактивного распада через 100 лет не будут относиться к категории ТРО. Результаты расчета индексов потенциальной опасности РАО показывают, что процедура цементирования приводит к снижению их экологической опасности в 2-105 раз по Со и 1500 раз по 90Ьг. Выход радионуклидов из компаунда связан с процессами поверхностного выщелачивания, диффузии и радиоактивного распада. В первые месяцы превалирует поверхностное выщелачивание. Далее основную роль играют диффузионные процессы и распад. Пик выхода в ОС составляет 1-2 % от активности радионуклида в компаунде, а б0Со и 90Ьг составляют 0,01 - 0,2 %. Расчеты показывают, что в условиях полного обводнения компаунда (без упаковки) объемная

90о л/"г»вода

активность Ьг в воде при максимальном выходе из компаунда не превысит УВ уже на расстоянии 3 м. По Се и 60Со это расстояние составит менее 2 метров. Таким образом, даже обводненное хранение компаундов безопасно для населения. При хранении их в бетонных контейнерах диффузионная проницаемость еще на 2 порядка ниже.

Глава 5. Оценка и прогноз радиоэкологического воздействия хранения некой-диционированных ТРО транспортной ЯЭУ. С экологических позиций самой уязвимой частью ОС при хранении РАО является подземная гидросфера. При оценке экологической опасности ТРО в хранилищах нужно определить их количество и активность, а также прибегнуть к численному моделированию миграции радионуклидов от источника в ОС и рассчитать, связанные с за1ряз-нением, дозы и риски на человека. Наработка ТРО ЯЭУ составляет Рис. 9. Динамика годовых поступлений ТРО с ЯЭУ 26ГБк и 720 кг в год (рис.9). Состав радионуклидов, как правило, определяется: 54Мп, 60Со,908г, '"Сб. Более широкий спектр состава характерен только для отработанных ИОС 1к, Основная доля ТРО по активности образуется при замене ИОС 1к- пики активности 1995, 1997 и 2000-2001 гг.

Оптимизация обращения с ТРО ЯЭУ напрямую связана с условиями приема отходов на ЛСК, тарифы которого установлены на 1 м3, а не 1 кг ТРО. Поэтому существенная роль в снижении стоимости отходов принадлежит прессованию объемных ТРО.

Анализ радиационного состояния грунтовых вод в районе хранилищ ТРО ЛСК. Период максимальных поступлений радионуклидов из хранилищ в ОС приходится на начало 90-тых годов. Характер утечек отчетливо виден по динамике изменения

объемной активности радионуклидов в грунтовой воде наиболее за1рязнен-ной скважины (рис.10). После пика протечек наблюдается резкий спад загрязнения воды, который связан с проведением комплекса инженерно-защитных мер по локализации загрязнения. Однако на фоне общего спада отмечаются отдельные пики, которые связываются с подтоплением Рис.10. Временная динамика изменения объемной _ фундаментов хранилищ и десорбци-активностирадионуклидов в наиболее загрязненной г г

скважине режимной сети ЛСК «РАДОН» онными процессами с 1рунта в период

весенних паводков. Обширные обследования загрязнения грунтовых вод в райог-е хранилищ в период пика поступлений показали, что доминирующим загрязнителем воды является 3Н. Его объемная активность примерно на 4 порядка выше 908г и на 5-6 порядков - 137Сз. Экологическая опасность загрязненных вод падает в ряду 3Н > '"Бг > 137С$.

Период максимального выхода радионуклидов из хранилищ взят за начало прогнозных оценок загрязнения грунтовых вод. Так как 3Н практически не удерживается грунтами и из-за его высокой активности в хранилище, он был выбран трассером для калибровки модельного комплекса. Другие радионуклиды исследовались на эффективность сорбции грунтами.

Исследование удерживающей способности грунтов по отношению к радионуклидам. На рис. 11 приведены характерные кинетические кривые сорбции радионуклидов на типовых разновидностях региональных грунтов. Из графиков видно, что основная часть процесса проходит в первые сутки после контакта грунтов с радиоактивной водой. Однако сорбционное равновесие достигается в оставшиеся 2-3 суток и,

100 80 60 40 20 0

0 50 100 150 200 ♦ -глины (1,3-1,5) м, о - песок (0,2-0,3) м ■ - глины (1,6-2,0) м, ж - песок (2,0-2,0) м А - суглинок (0,9-1,5) м

О 50 100 150 200

▲ - белый; ■ - желто-серый; ♦ - желтый

Рис. 11. Кинетические кривые сорбции радионуклидов на образцы четвертичных отложений (я) и ломоносовского песчаника (Ъ) практически, не зависит от типа грунтов. Данные по кинетике сорбции на четвертичных отложениях подтверждают поведение на грунтах. Эффективность сорбции снижается в ряду глины > суглинки > пески. Сорбционные параметры шСв на ломоносовских песчаниках близки с его поведением на песках четвертичных отложений. Удержание 903г песчаниками в целом ниже, чем сорбция 137Сз и не зависит от их вида.

N. Бк/см3 грунте N. Бк/см" грунта

10 ^00 1000 10000 С, Бк/см грунтовой воды С, Бк/см грунтовой воды

О-адсорбция, А — десорбция, + - их модельная интерпретация, • - положение концентрационных точек

Рис. 12. Опытные данные адсорбционно-десорбционных окспериментов с радионуклидами на образце ломоносовского песчаника Для изучения естественной реабилитации подземных вод исследовались процессы десорбции радионуклидов с грунтов. Показательны изотермы сорбции - 5-ти ступенчатой десорбции радионуклидов, построенные по результатам экспериментов для трех диапазонов активности Се и 903г (рис 12). Особенностью изотерм десорбции является их

выполаживание в области малых концентраций. Это свидетельствует об удержании грунтами заметных количеств радионуклидов при весьма низком их содержании в контактирующем с грунтом растворе. Степень необратимости сорбции радионуклидов на грунтах составляет 18 - 39 % по Sг и 37 - 84 % по 1"Cs.

Результаты исследований загрязнения грунтовых вод в районе хранилищ, определения значений коэффициентов сорбционного распределения в равновесных системах «грунт-вода», наряду с совокупностью региональных гидрогеологических параметров, вошли как исходные данные, в численные модели фильтрации и массопереноса для прогноза миграции радионуклидов от хранилищ ЛСК.

Прогнозные оценки. Вследствие удержания ,08г грунтами наблюдается низкая скорость его миграции от хранилищ с грунтовыми водами (рис. 13). Даже через 100 лет

V'1'1'Ш

Рис. 13. Миграция 908г (объемная активность, мБк/л) и 3Н (объемная активность, кБк/л) в грунтовых водах четвертичного водоносного горизонта внешняя изолиния объемной активностью 1 мБк/л не выйдет за пределы 100 м от источника. Расстояние от хранилищ до береговой линии Финского залива составляет около 1 км. Следовательно, поступление 908г с грунтовыми водами в залив не произойдет как и облучение населения по рыбно-пищевой цепи. Для '"Се прогноз не выполнялся, так как он в большей степени, чем другие ДЖН удерживается защитными барьерами хранилищ, характеризуется высокой необратимостью сорбции на грунтах и, как следствие, низкими концентрациями в грунтовых водах. Результаты прогноза миграции 3Н показывают, что внешняя изолиния объемной активностью 10 кБк/л достигнет прибрежной части Финского залива через 40 лет к 2030 году. Эти уровни активности 3Н выше его концентраций в заливе. Однако, из-за подавляющего разбавления грунтовых вод водами залива (более чем в 106 раз) и низкой степени биологического усвоения 3Н рыбой, его поступление в акваторию будет экологически безопасно.

Облучение населения от загрязненных 3Н грунтовых вод потенциально возможно в случае аварии на питьевом водоводе, который проходит в 500 м от границы территории ЛСК. Если грунтовая вода от хранилищ ТРО с активностью 3Н около 100 кБк/л в течение месяца без разбавления будет поступать в водовод, то даже такая авария не превысит предел риска для лиц из населения по НРБ-99.

Возвращаясь к содержимому хранилищ ЛСК, отметим, что доля активности ТРО транспортной ЯЭУ от общего количества, накопленного в хранилищах, составляет

менее 0,01 % Состав радионуклидов в ТРО транспортной ЯЭУ не связан с 3Н Поэтому очевидно, что радиационный риск от хранения РАО изучаемой транспортной установки будет тем более экологически незначимым для населения.

Глава 6. Оценка экологической опасности нормальной эксплуатации ЯЭУ.

Из-за преобладающего количества в общих выбросах и сбросах эти радионуклиды вносят и основной вклад в дозовые нагрузки населения (рис. 14) Эффективная индивидуальная доза от газо-аэрозольных выбросов составляет 80 пЗв/год, от сбросов - в два раза ниже Суммарные дозы на семь порядков ниже равного 1 мЗв, т е экологически безопасны

Рис. 14 Дозовые нагрузки и радиационный риск для населения от выбросов и сбросов транспортной ЯЭУ

I I -ИРГ

- тритий -ДЖН в выбросах

- ДЖН в сбросах 1996 1997 1998 1999 2000 2001 1996 1997 1996 1999 2000 2001

Предлагаемая оптимизация способов сбора, переработки и кондиционирования за счет выдержки газовой ф<иы теплоносителя после пробоотборов и режима «замкнутого» пользования «тритиевыми» водами, приведет к снижению радиационного риска в 10 раз В результате этих мер ЯЭУ будет работать в режиме более высокого и достижимого уровня экологической безопасности

Таким образом, минимизация газо-аэрозольных выбросов, водных сбросов и объемов ЖРО, оптимизация технологий переработки ЖРО, универсальность концевой технологии совместного цементирования вторичных РАО обеспечивают низкий уровень радиоэкологической опасности транспортной ЯЭУ на всех этапах обращения с РАО и РАВ, включая наиболее опасные стадии, хранения РАО

Глава 7. Методические и практические рекомендации по безопасному обращению с РАО транспортных ЯЭУ. На основании анализа работ по обследованию и переработке ЖРО флота и настоящих исследований разработаны научно-обоснованные рекомендации по безопасному обращению с ЖРО при нормальной эксплуатации транспортных ЯЭУ, включая организацию раздельного сбора бессолевых, малосолевых и солевых ЖРО на береговых технических базах; требования к технологиям и установкам переработки и отверждения ЖРО модульного исполнения, экологически безопасному водопользованию с применением замкнутого цикла «тритиевых» вод; организацию репрезентативного пробоотбора ЖРО, определение перечня необходимых радиоактивных и химических параметров при паспортизации ЖРО до и после переработки и при цементировании вторичных РАО.

ВЫВОДЫ

1. Разработана методология комплексного подхода к решению проблемы обращения с РАО при штатной эксплуатации транспортных ЯЭУ с водным теплоносителем В рамках данного подхода показана взаимосвязь между процессами сбора, переработки, кондиционирования и хранения РАО.

2 Впервые получены комплексные количественные данные по оценке и парциальному вкладу в объемы и активность укрупненных и детальных источников формиро-

вания РАО и РАВ наземного прототипа транспортной ЯЭУ. Установлено, что ежегодно образуется: 70 ГБк газо-аэрозольных выбросов (3,3 %); 2 ТБк ЖРО (95,2 %); 30 ГБк ТРО (> 1,4 %) и 5 МБк («0,1%) водных сбросов. Вследствие выдержки, очистки и разбавления выбросы не достигают ДОАвас по НРБ-99. Водные сбросы по объемной активности радионуклидов также ниже УВвода то есть, радиологически безопасны. Твердые РАО имеют существенно более низкий вклад по объемам и количеству активности относительно ЖРО. Основное внимание следует уделять жидким РАО транспортной ЯЭУ.

3. С учетом содержания солей, синтетических ПАВ и нефтепродуктов предложено классифицировать ЖРО на 4 группы. Определены реперные и критические радионуклиды, формирующие основной состав и радиоэкологическую опасность ЖРО.

4. Для каждой из классификационных групп ЖРО предложены оптимальные способы переработки, базирующиеся на модульных установках, которые ориентированы на конкретный вид совокупности радиоактивных и химических загрязнений.

5. Разделение ЖРО в соответствии с классификацией и их дифференцированная переработка приведет к 150-ти кратной минимизации объемов по сравнению с исходным объемом ЖРО и к 6-ти кратному снижению объемов по отношению к действующей технологии переработки (ММСУ-МУЦ). Это даст значительную экономию при отверждении и хранении РАО, сохраняя высокий уровень экологической безопасности.

6. Показана высокая эффективность использования разработанных модульных установок переработки и цементирования ЖРО. Для переработки ЖРО транспортных ЯЭУ обоснована необходимость дополнения к модулям ММСУ модулей: селективной сорбции и для минимизации высокосолевых ЖРО (10-30 г/л) - дистилляции. На заключительной стадии переработки всех потоков ЖРО оптимальной является технология цементирования с включением в компаунд всех вторичных РАО.

7. Исследование процессов выхода радионуклидов из цементных компаундов в ОС, отвержденных в результате общей и групповой переработки ЖРО показывает, что они экологически безопасны.

8. Изучены процессы миграции радионуклидов от хранения ТРО транспортных ЯЭУ в хранилищах. Выполнен прогноз миграции радиоактивных примесей от хранилищ с грунтовыми водами и проведена оценка радиационного риска для населения по пищевым цепочкам. Показано, что при сохранении существующего способа локализации РАО в хранилищах уровни загрязнения грунтовых вод в ближайшие 100 лет не достигнут предела индивидуального риска для населения.

9. Определены величины эффективных доз и радиационного риска для населения от воздействия газо-аэрозольных выбросов и водных сбросов с транспортной ЯЭУ. Максимальная эффективная доза от выбросов составляет 150 пЗв/год, от сбросов - 80 пЗв/год. Суммарный радиационный риск более чем на 6 порядков ниже предела индивидуального риска для населения, т.е. указанные выбросы и сбросы радиоэколо-гически безопасны. Минимизация выбросов за счет выдержки газов после пробоотбора и оптимизация сбросов в результате повторного использования «тритиевых» вод может привести к дополнительному снижению уровня риска для населения в 10 раз.

10. При нормальной эксплуатации транспортной ЯЭУ суммарная радиоэкологическая опасность от всех каналов выхода РАВ в ОС, включая обращение с РАО, не превышает жесткий критерий предельного радиационного риска для населения по НРБ-99.

11. На основании оптимизации технологических процессов разработаны методические и практические рекомендации по безопасному обращению с РАО для действующих и перспективных транспортных ЯЭУ.

СПИСОК РАБОТ, ОПУБЛИКОВАННЫХ ПО ТЕМЕ Д§Ь2Е4Г7Ц$^

1. Интегрированный подход к обеспечению безопасности обращения с РАО в связи с созданием НПЦ АЭ и Центра хранения РАО / Мельников В.А., Панкина Е.Б., Якушев М.Ф., Румынии В.Г. // Тез. докл. Межд. конф. "РАО. Хранение, транспортировка, переработка. Влияние на человека и ОС". - СПб. -1996. - С. Д-8.

2. Оценка и прогноз радиоактивного загрязнения подземных вод в регионе г. Сосновый Бор от хранилищ твердых радиоактивных отходов ЛСК «РАДОН» / Румынии В.Г., Панкина Е.Б., Глухова М.П., Якушев М.Ф. // Тез. докл. 3-ей Рос. конф. по радиохимии «Радиохимия-2000». - СПб. - 2000. - С. 229-230.

3. Экспериментальное изучение удержания радионуклидов грунтовыми породами» / Панкина Е.Б., Епимахов В.Н., Глухова М.П., Доильницын ВА., Румынии В.Г. // Тез. докл. 3-ей Рос. конф. по радиохимии «Радиохимия-2000». - СПб. - 2000. - С. 230.

4. Пат. 2158449 Российской Федерации, О 21 Б9/12. Способ обезвреживания маломине-рализованньгх слаборадиоактивных загрязненных вод в полевых условиях / Епимахов В.Н., Олейник М.С., Панкина Е.Б., Прохоркин СВ.; Бюл. № 30 - 2000г. - 3 с.

5. Пат. 2168221 Российской Федерации, О 21 Б 9/04, О 21 С 19/307. Способ обращения с теплоносителями и техническими растворами ЯЭУ научных центров / Епимахов В.Н., Панкина Е.Б., Олейник М.С., Епимахов Т.В.; Бюл. № 15 - 2001г. - 3 с.

6. Методика прогноза радиоактивного загрязнения подземных вод в промзоне г. Сосновый Бор/Панкина Е.Б., Глухова М.П., Якушев М.Ф., Румынии В.Г., Воронина А.В.//Экология и атомная энергетика, науч.-техн. сб. МАНЭБ.: Изд-во ЛАЭС.-2001.-Вып. 2- С. 50-57.

7. Дезактивация технологических водных сред ЯЭУ цеолитами №А, №Х, 2к-5 с повышенной адсорбционной емкостью и их утилизация методом цементирования / Епимахов В.Н., Панкина Е.Б., Олейник М.С., Глухова М.П., Прохоркин СВ., Чешун А.В. // Радиохимия. - 2002. - Т.44, № 3. - С. 279-284.

8. Опыт переработки ЖРО на ММСУ / Епимахов В.Н., Панкина Е.Б., Глушков СВ., Олейник М.С., Смирнов В.Д, // Тез. докл. межотраслевой конф. «Подводное кораблестроение в России. Состояние, проблемы, перспективы». - СПб. - 2002. — С. 272-273.

9. Пат. 2195726 Российской Федерации, О 21 Б 9/16, С 02 Б 1/44. Способ обезвреживания маломинерализованных низкоактивных РАО в полевых условиях / Епимахов В.Н., Олейник М.С, Панкина Е.Б., Прохоркин СВ.; Бюл. № 36 - 2002г. - 3 с.

10. Румыния В.Г. Оценка влияния атомно-промышленного комплекса на подземные воды и смежные природные объекты (г. Сосновый Бор): монография / Румынии В.Г., Панкина Е.Б. (3 главы), Якушев М.Ф., Воронина А.В., Кузнецова Е.Л., Кукушкина Т.А., Хархордин И.Л„ Потапов А.А., Токарев И.В., Коносавский П.К., Абрамов В.Ю., Епимахов В.Н., Переверзева С.А., Харьковский К.С, - СПб ГУ.: - 2003. - 248 с.

11. Экспериментальное изучение удержания радионуклидов материалами на основе природного сырья Ленинградской области и продуктов его переработки / Епимахов В.Н., Панкина Е.Б., Олейник М.Ф., Доильницын ВА., Климов Н.И. // Тез. докл. IV Межд. конгр. «Неделя химических технологий в Санкт-Петербурге». — СПб. - 2003. - С 46.

12. Анализ источников образования и путей формирования ЖРО транспортной ЯЭУ для их раздельного сбора с целью минимизации / Панкина Е.Б., Епимахов В.Н., Доильницын ВА. // Тез. докл. IV Межд. конгр. «Неделя химических технологий в Санкт-Петербурге». - СПб. - 2003. - С.50.

13. Изучение диффузионных и сорбционных свойств кембрийских глин с использованием радиоактивных меток (36С1 и 908г). / Румынии В.Г., Миронова А.В., Панкина Е.Б., Черноморова Н.В., Мысик СГ. // Радиохимия - 2004. - №4. - С. 362-367.

14. Обеспечение экологической безопасности и оптимизация процессов обращения с РАО транспортных ЯЭУ / Панкина Е.Б., Епимахов В.Н., Доильницын В.А. // В сб. VII Межд. конф. «Безопасность ядерных технологий. Обращение с радиоактивными отходами» -СПб.: РЯо Атом, 2004. - С.343-344.

25.11.04 г. Зак.259-75 РТП ИК «Синтез» Московский пр., 26

Содержание диссертации, кандидата технических наук, Панкина, Елена Борисовна

ВВЕДЕНИЕ

Глава 1. Анализ состояния вопроса.

1.1. Критический анализ состояния методической и нормативной базы по экологии и процессам обращения с РАО на флоте.

1.2. Основные проблемы обращения с «корабельными» РАО.

1.3. Принципиальные методы и схемы переработки и кондиционирования РАО.

1.3.1. Жидкие радиоактивные отходы.

1.3.2. Твердые радиоактивные отходы.

1.4. Способы хранения и захоронения РАО.

Глава 2. Объект и методы исследования. Основные принципы компщ\ лексного подхода к проблемам обращения с РАО транспор тныхЯЭУ.

2.1. Объект исследования.

2.2. Методы исследования.

2.3. Основы комплексного подхода.

Глава 3. Исследование источников и путей формирования объемов и активности выбросов, сбросов и ЖРО при нормальной эксплуатации транспортной ЯЭУ.

3.1. Газо-аэрозольные выбросы.

3.2. Водные сбросы.

3.3. Жидкие радиоактивные отходы. 3.3.1. Анализ объемов ЖРО.

3.3.2. Анализ активности ЖРО.

3.3.3. Анализ химического состава ЖРО.

3.3.4. Исследование сбора и переработки ЖРО на ММСУ.

3.3.5. Поиск наполнителей для блока селективной сорбции ММСУ.

3.3.6. Исследование заключительной стадии обращения с РАО на муц.:.

Глава 4. Оптимизация способов сбора, переработки и кондиционирования ЖРО транспортной ЯЭУ.

4.1. Обоснование классификации ЖРО в зависимости от физико-химического состава.

4.2. Предлагаемые способы раздельной переработки ЖРО.

4.3. Сравнительная оценка существующих и предлагаемых методов переработки и кондиционирования РАО.

4.3.1. Расчет стоимости переработки смешанных (объединенных)

ЖРО транспортной ЯЭУ.

4.3.2. Расчет стоимости переработки ЖРО с учетом разделения потоков по физико-химическому составу.

4.4. Оценка экологической опасности обращения с РАО от существующих и предлагаемых методов переработки.

Глава 5. Оценка и прогноз радиоэкологического воздействия хранения некондиционированных ТРО транспортной ЯЭУ.

5.1. Исследование путей формирования количества и активности ТРО.

5.2. Сбор и исследование параметров для численного моделирования воздействия ТРО на подземную гидросферу. jjttK 5.2.1. Исследование радиоактивности жидкой фракции хранилищ

5.2.2. Анализ радиационного состояния грунтовых вод в районе хранилищ ТРО.

5.2.3. Исследование удерживающей способности грунтов по отношению к радионуклидам.

5.3. Оценка радиоэкологической опасности ТРО транспортной ЯЭУ.

5.3.1. Описание условий моделирования и калибровка модели.

5.3.2. Прогнозные оценки.

Глава 6. Оценка экологического воздействия транспортной ЯЭУ при нормальной эксплуатации.

Глава 7. Методические и практические рекомендации по безопасному р обращению с РАО транспортных ЯЭУ. гЯ ВЫВОДЫ.

Введение Диссертация по биологии, на тему "Обеспечение экологической безопасности и оптимизация процессов обращения с радиоактивными отходами транспортных ядерных энергетических установок"

Развитие цивилизации сопряжено с антропогенным загрязнением природной среды. В области атомной промышленности загрязнение экологических систем неразрывно связано с накоплением и проблемами долговременного хранения все возрастающего количества отработавшего ядерного топлива и радиоактивных отходов. Обращение с РАО является острой современной проблемой атомного флота. Причина такого положения связана с неукоснительным выполнением флотом трех основополагающих обязательств, принятых Россией на федеральном и международном уровнях:

• Лондонской конвенции о запрещении слива РАО в моря и океаны;

• введением в действие новых нормативных законов и документов (НРБ-99, ОСПОРБ-99, СПОРО-2002) [1-3], регулирующих более жесткие требования к системам обеспечения радиационной и экологической безопасности;

• сокращением вооружения в связи с массовой утилизацией кораблей. До принятия Лондонской конвенции был разрешен сброс низкоактивных ЖРО транспортных ЯЭУ в море. Для этого смешанные по физико-химическому составу ЖРО накапливались на ТНТ. Часть накопленных ЖРО в объединенном состоянии до сих пор находится на ТНТ, многие из которых уже отработали срок службы.

Решение этих проблем поддерживается на федеральном уровне принятием целевой программы «Обращение с РАО и ОЯТ, их утилизация и захоронение на 1996-2005 годы». Программа направлена на всесторонний охват процессов обращения с РАО, включая разработку технологий и изготовление технических средств для обеспечения сбора, переработки, транспортирования и захоронения РАО. Ретроспективный анализ информации показывает, что при всем многообразии работ, проводимых в данном направлении, отсутствуют реализованные комплексные подходы к оптимизации обращения с «корабельными» РАО, охватывающие все этапы обращения. Т.е., направления исследований, как правило, касаются изучения разрозненных этапов обращения. Основное внимание разработок направлено на решение первоочередной проблемы: переработки и кондиционирования накопленных ЖРО - объединенных ЖРО сложного состава, для которых предлагаются универсальные технологии очистки, воплощенные в гиперустановках. Очевидно, что этот путь «универсализации» технологий бесперспективен, т.к. не рассматривает ресурсы минимизации отходов на более ранних стадиях обращения: образования и сбора РАО. Систематизированные данные по начальным стадиям образования РАО российских транспортных ЯЭУ в открытых публикациях практически отсутствуют. Крайне низка информация и по последствиям хранения РАО флота.

Ключевое значение при обращении с «корабельными» РАО имеет оптимизация технологий обращения. Оптимизацию целесообразно проводить на основе углубленных исследований источников образования и путей формирования РАО и РАВ от реактора до внешней среды, чтобы при многовариантности технологий обращения найти наиболее приемлемый путь с точки зрения минимизации РАО и радиоэкологической безопасности.

Целью данной работы является разработка комплексного подхода, принципов и научно обоснованных рекомендаций к минимизации объемов и снижению экологической опасности РАО транспортных ЯЭУ по результатам комплексного анализа процессов обращения с РАО и РАВ на примере нормальной эксплуатации наземного прототипа транспортной ЯЭУ (стенд «КВ-1», НИТИ) и связанной с ним инфраструктуры: система сбора РАО; установка по переработке и компактированию РАО (НИТИ), хранилища РАО (JICK «РАДОН»), каналы выхода радионуклидов во внешнюю среду (вентиляционная труба, сбросной канал, НИТИ).

Основными направлениями исследований данной работы являются:

• Формулировка методологических основ комплексного подхода к оценке радиоэкологического воздействия эксплуатации ЯЭУ и разработка принципиальных схем путей распространения РАО в системе «реактор - окружающая среда» посредством четырех источников выхода радионуклидов в ОС: газо-аэрозолъных выбросов, водных сбросов, жидких и твердых РАО.

• Проведение детальной инвентаризации источников образования и транспортирования выбросов, сбросов, ТРО и ЖРО до конечного барьера. Оценка долевого вклада в общие объем и активность составляющих отдельных потоков ЖРО и в целом по всем каналам поступления радионуклидов с ЯЭУ.

• Разработка оптимальных схем выполнения комплексного анализа ЖРО и адаптация радиохимических и химических методик для технологических проб, ЖРО и природных объектов. Комплексная физико-химическая классификация ЖРО транспортных ЯЭУ и разработка новых принципов переработки ЖРО по раздельным потокам.

• Изучение эффективности работы существующей технологии переработки и кондиционирования ЖРО и исследование надежности удержания радионуклидов селективными материалами и сорбентами на основе природных матриц с целью оценки их применимости для очистки ЖРО и в качестве барьерных материалов при хранении РАО.

• Оптимизация комплексных технологических схем сбора, переработки и кондиционирования РАО ЯЭУ, включая вторичные РАО. Оценка их экономической целесообразности по сравнению с существующими технологиями.

• Исследование радиоэкологических последствий хранения ТРО ЯЭУ на основании сбора исходных данных для прогнозирования ареалов загрязнения подземных вод, разработки методик определения и количественных оценок сорбционных параметров по отношению к дозообразующим радионуклидам.

• Расчет экологической опасности действующих и предлагаемых технологий обращения с РАО ЯЭУ и выработка ряда практических рекомендаций для совершенствования системы обращения с РАО на флоте.

Научная новизна работы заключается в следующем: Впервые для транспортных ЯЭУ предложен и реализован комплексный радиоэкологический подход к оптимизации процессов обращения" с РАО на основе всестороннего анализа выбросов, сбросов, ЖРО и ТРО. Впервые получены данные по развернутому химическому составу ЖРО за многолетний период текущей эксплуатации транспортной ЯЭУ. Определена структура ЖРО ЯЭУ по уровню активности, объему, химическому составу и предложена экономически обоснованная классификация ЖРО по физико-химическому составу для раздельных сбора и переработки. Результаты усовершенствования системы и способов обращения с РАО транспортных ЯЭУ подтверждены патентами [4-6]. Для оценки радиационного риска на население от загрязнения подземной гидросферы впервые получены обширные экспериментальные данные по удержанию радионуклидов региональными грунтами: изучены особенности сорбционных и десорбционных процессов, определены величины необратимости сорбции, коэффициентов распределения (Kd) и их пространственная изменчивость, и др. Разработана методика определения Kd радионуклидов в системе «грунт-вода».

Практическая ценность выполненной работы заключается в том, что:

• Разработанная схема развернутого анализа радионуклидного и химического состава технологических сред, РАО и объектов ОС позволила получить надежные данные, провести комплексные исследования и разработать рекомендации по организации современного обращения с РАО транспортных ЯЭУ.

• Предложенные рекомендации по организации современного обращения с РАО транспортных ЯЭУ на флотах охватывают основные этапы: сбор, разделение, переработку, кондиционирование и хранение. Рекомендации позволяют: дать способы минимизации объемов «корабельных» РАО; предложить набор оптимальных технологий переработки ЖРО; повысить эффективность и обеспечить экологическую безопасность хранения за счет разделения потоков и компактирования отходов; обновить методический и аппаратурный парк для выполнения паспортизации ЖРО и контроля «финишной» воды; выдать перечень обязательных радиоактивных и химических параметров, необходимых для принятия решения о способе переработки и кондиционирования РАО; предложить селективные сорбенты на основе природных матриц для извлечения радионуклидов из ЖРО и иммобилизации вторичных РАО в геоцементы.

• Комплексные методы пробоподготовки и развернутые анализы по определению радиоактивных и химических параметров успешно использованы в опытно-промышленных испытаниях переработки ЖРО ЯЭУ на действующих в НИТИ установках переработки и цементирования. Рассчитана экологическая опасность хранения отвержденных продуктов и показано соответствие цементных компаундов нормативным документам.

• Методические разработки в части оценки сорбционных параметров грунтов по отношению к радионуклидам позволили получить достоверный статистический материал по поведению радионуклидов в типовых грунтах района JICK «РАДОН» и провести прогноз миграции радиоактивного загрязнения в подземных водах от хранения ТРО в хранилищах. В результате обследования радиационного состояния грунтовых вод в районе протечек из хранилищ ТРО JICK выполнен комплекс инженерно-защитных мероприятий по снижению загрязнения грунтовых вод, что подтверждено данными их последующего мониторинга. Результаты прогнозов опубликованы [7, 8] и сняли необоснованное социальное напряжение о неблагополучной экологической обстановке в районе JICK.

• Результаты работы могут найти применение при разработке проектной, методической и нормативной документации для действующих и перспективных транспортных ЯЭУ в части обращения с РАО на флоте; выполнении радиационного и химического контроля ЖРО на предприятиях атомно-промышленного комплекса; для оценки и прогноза миграции радиоактивных примесей в подземной гидросфере, как наиболее уязвимой части экосистемы при хранении РАО.

На защиту выносятся следующие результаты работы:

• комплексные экологические исследования по систематизации источников и путей формирования объемов и активности выбросов, сбросов, ЖРО и ТРО транспортной ЯЭУ с оценкой долевого вклада составляющих потоков;

• результаты изучения химического состава ЖРО ЯЭУ;

• обоснование эффективности переработки смешанных ЖРО на ММСУ и отверждения концентрата ЖРО на МУЦ;

• классификация ЖРО транспортных ЯЭУ и способы их переработки на основе разделения водопотоков;

• результаты поведения радионуклидов в системе «грунт-вода» вблизи хранилищ ТРО JICK и данные прогнозирования миграции радионуклидов с грунтовыми водами от хранилищ;

• оценки индивидуальных эффективных доз и радиационного риска для населения от газо-аэрозольных выбросов и водных сбросов с ЯЭУ;

• методические и практические рекомендации по безопасному обращению с ЖРО транспортных ЯЭУ.

Основная часть диссертации представлена в семи главах, являющихся логически связанными отдельными этапами работы.

В первой главе выполнен анализ нормативной базы флота в области обращения с РАО и экологической безопасности; освещены основные проблемы флота по переработке и хранению РАО; проведен критический обзор методов, средств и технологий переработки и хранения РАО и сформулированы требования к наукоемким технологиям и установкам переработки РАО для специфических условий флота.

Во второй главе рассмотрены методологические основы комплексного подхода к проблемам обращения с РАО транспортных ЯЭУ и дано описание объектов и методов исследования.

В третьей главе исследованы источники образования и пути формирования радионуклидов в техно-экологической системе «реактор-окружающая среда»: разработаны схемы транспорта по четырем каналам выхода радионуклидов в ОС - с выбросами, сбросами, ЖРО, ТРО. По каждому каналу проведено ранжирование операций, формирующих активность радионуклидов. Определены объемы поступлений, состав радионуклидов, ВХВ и долевые вклады операций в общие показатели. Получена подробная пооперационная структура ЖРО ЯЭУ, которая позволила провести их классификацию по физико-химическому составу. Исследована эффективность действующей технологии переработки и кондиционирования ЖРО, проведено сравнение удерживающих свойств по отношению к радионуклидам ряда селективных материалов и сорбентов на основе природных композиций для применимости в очистке ЖРО транспортных ЯЭУ.

В четвертой главе на основании предложенной классификации ЖРО* обоснованы оптимальные способы раздельного сбора и дифференцированной переработки «корабельных» ЖРО с их последующим отверждением методом цементирования. Проведен сравнительный анализ эффективности существующих и предлагаемых методов, переработки. Обоснованы экономический эффект и радиоэкологическая безопасность от их внедрения. Предложен комплект модулей для переработки и кондиционирования ЖРО до экологически безопасного состояния.

В пятой главе изучена структура формирования объемов и активности ТРО ЯЭУ. Приведен анализ результатов натурных и лабораторных исследований удержания радионуклидов грунтами района хранилищ ТРО и другой гидрогеологической информации, необходимой для прогнозирования загрязнения подземных вод в районе хранилищ JICK. Даны результаты калибровки модельного комплекса и долгосрочного прогноза последствий радиоактивного загрязнения грунтовых вод от хранения ТРО ЯЭУ.

В шестой главе представлены результаты оценки экологической безопасности нормальной эксплуатации транспортной ЯЭУ на основании расчета многолетних эффективных доз и радиационного риска на население от воздействия газо-аэрозольных выбросов и водных сбросов ЯЭУ.

В седьмой главе сформулированы практические рекомендации по оптимальному обращению с ЖРО на флоте, основанные на раздельном сборе, дифференцированной переработке и совместном отверждении всех вторичных РАО методом цементирования для долговременного хранения.

Заключение Диссертация по теме "Экология", Панкина, Елена Борисовна

ВЫВОДЫ

1. Разработана методология комплексного подхода к решению проблемы обращения с РАО при нормальной эксплуатации транспортных ЯЭУ с водным теплоносителем. В рамках данного подхода показана взаимосвязь между процессами сбора, переработки, кондиционирования и хранения РАО.

2. Впервые получены комплексные количественные данные по оценке и парциальному вкладу в объемы и активность укрупненных и детальных источников формирования РАО и РАВ наземного прототипа транспортной ЯЭУ. Установлено, что ежегодно образуется: 70 ГБк газо-аэрозольных выбросов (3,3 %); 2 ТБк ЖРО (95,2 %); 30 ГБк ТРО (> 1,4 %) и 5 МБк («0,1%) водных сбросов. Вследствие выдержки, очистки и разбавления выбросы не достигают ДОАнас по НРБ-99. Водные сбросы по объемной повода активности радионуклидов также ниже УВ то есть, радиологически безопасны. Твердые РАО имеют существенно более низкий вклад по объемам и количеству активности относительно ЖРО. Следовательно, основное внимание следует уделять жидким РАО транспортной ЯЭУ.

5. Разделение ЖРО в соответствии с классификацией и их дифференцированная переработка приведет к 150-ти кратной минимизации объемов по сравнению с исходным объе*мом ЖРО и к 6-ти кратному снижению объемов по отношению к действующей технологии переработки (ММСУ-МУЦ). Это даст значительную экономию при отверждении и хранении РАО, сохраняя высокий уровень экологической безопасности.

6. Показана высокая эффективность использования разработанных модульных установок переработки (ММСУ) и цементирования (МУЦ) ЖРО. Для переработки ЖРО транспортных ЯЭУ обоснована необходимость дополнения к модулям ММСУ модулей: селективной сорбции, а для минимизации высокосолевых ЖРО (10-30 г/л) - дистилляции. На заключительной стадии переработки всех потоков ЖРО оптимальной является технология цементирования с включением в компаунд всех вторичных РАО.

8. Изучены процессы миграции радионуклидов от хранения ТРО транспортных ЯЭУ в хранилищах. Выполнен прогноз миграции радиоактивных примесей от хранилищ с грунтовыми водами и проведена оценка радиационного риска для населения по пищевым цепочкам. Показано, что при сохранении существующего способа локализации РАО в хранилищах уровни загрязнения грунтовых вод в ближайшие 100 лет и далее не достигнут предела индивидуального риска для населения.

9. Определены величины эффективных доз и радиационного риска для населения от воздействия газо-аэрозольных выбросов и водных сбросов с транспортной ЯЭУ. Максимальная эффективная доза от выбросов составляет 150 пЗв/год, от сбросов — 80 пЗв/год. Суммарный радиационный риск более чем на 6 порядков ниже предела индивидуального риска для населения, т.е. указанные выбросы и сбросы радиоэкологически безопасны. Минимизация выбросов за счет выдержки газов после пробоотбора и оптимизация сбросов в результате повторного использования «тритиевых» вод может привести к дополнительному снижению уровня риска для населения в 10 раз.

Библиография Диссертация по биологии, кандидата технических наук, Панкина, Елена Борисовна, Санкт-Петербург

1. НРБ-99. Нормы радиационной безопасности. — М.: Госкомсанэпид-надзор России, 1999. 115 с.

2. ОСПОРБ-99. Основные санитарные правила обеспечения радиации-онной безопасности: СП 2.6.1.799-99. — М.: Минздрав России, 2000. 98 с.

3. СПОРО-2002. Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами: СП 2.6.6.1168-02. М.: Минздрав России, 2002. - 56 с.

4. Пат. 2158449 РФ, G 21 F9/12. Способ обезвреживания маломинерализованных слаборадиоактивных загрязненных вод в полевых условиях / В.Н. Епимахов, М.С. Олейник, Е.Б. Панкина, С.В. Прохоркин ; опубл. 2000г. Бюл. № 30. - 3 с.

5. Пат. 2195726 РФ, G 21 F 9/16, С 02 F 1/44. Способ обезвреживания маломинерализованных низкоактивных отходов в полевых условиях / В.Н. Епимахов, М.С. Олейник, Е.Б. Панкина, С.В. Прохоркин ; опубл. 2002г. — Бюл. №36.-3 с.

6. Пат. 2168221 РФ, G 21 F 9/04, G 21 С 19/307. Способ обращения с теплоносителями и техническими растворами ЯЭУ научных центров / В.Н. Епимахов, Е.Б. Панкина, М.С. Олейник, Т.В. Епимахов; опубл. 2001г. — Бюл. № 15.-3 с.

7. Методика прогноза радиоактивного загрязнения подземных вод в промзоне г. Соновый Бор / Е.Б. Панкина, М.П. Глухова, М.Ф. Якушев, В.Г. Румынии, А.В. Воронина // В науч.-техн. сб. "Экология и атомная энергетика". Вып. 2. - 1999. - С. 51-57.

8. Принципы обращения с радиоактивными отходами. Серия безопасности № 111-F. - Вена.: МАГАТЭ. - 1994 г. - 210 с.

9. Требования к безопасному обращению с радиоактивными отходами. IAEA-TECDOC. - Вена.: МАГАТЭ. - 1995. - 853 с.

10. НОРБ-ВМФ-2003. Наставление по обеспечению радиационной безопасности на кораблях ВМФ с ядерными энергетическими установками и объектах их обеспечения : директивой ГШ ВМФ № 706/2/774 от 08.12.2003 введено в апробацию на флотах. — М.: 2003. — 180 с.

11. ПОПС-90. Правила охраны природной среды в Военно-морском флоте. / МО РФ.-М.: Воениздат, 1993. 184 с.

12. РКВС-90. Руководство по контролю за радиоактивностью внешней среды и внутренним облучением личного состава кораблей с атомными энергетическими установками. / МО СССР. М.: Воениздат, 1991. - 96 с.

13. РКО-94. Руководство по контролю радиоактивных отходов. СПб.: Минобороны РФ, 1995, - 32 с.

14. Российская Федерация. Законы. Об использовании атомной энергии : федер. закон № 170 : принят Гос. Думой 21 ноября 1995 г.

15. Российская Федерация. Законы. Об охране окружающей природной среды : федер. закон № 2060 : принят Гос. Думой 19 декабря 1991 г.

16. Российская Федерация. Законы. О радиационной безопасности населения : федер. закон № 3 : принят Гос. Думой 9 января 1996 г.

17. W 18. Российская Федерация. Законы. О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения : федер. закон № 52 принят Гос. Думой 30 марта 1999 г.

18. Международные основные нормы безопасности от ионизирующих излучений и безопасности источников излучений. ПиС ООН; МАГАТЭ; МОТ; АЯЭ ОЭСиР; ПОЗ и ВОЗ. Серия безопасности № 115. - 1996. - 257 с.

19. От редакции / Атомная энергия. т.88. - Вып. 3. - 2000. - С. 236.

20. W 9-12 ноября 1999.-С. 18.

21. Российская Федерация. Законы. О мерах но комплексному решению проблемы обращения с РАО и прекращении захоронения их в морях : Постановление СМ РФ № 710 : принято 23 июля 1993 г.

22. Вопросы интеграционной политики в решении проблем вывода из эксплуатации АПЛ / В.А. Василенко, В.В. Журавлев, В.Г. Ильин, В.А. Мельников // Доклад , 1995 г. -6 с.

23. Наукоемкие технологии НИТИ им. А.П. Александрова по обращению с радиоактивными отходами 1 А.А. Ефимов, Г.Г. Леонтьев, В.А. Мельников, В.Н. Епимахов // В науч.-техн. сб. Экология и атомная энергетика. Изд-во ЛАЭС, 1998. - С. 40-44.

24. D.I. Gusev / In "Impact of nuclear resease into the aquatic enviroment". IAEA. - 1975. - P. 302-321.

25. А.Е. Катков. Введение в региональную радиоэкологию моря. / Под ред. докт. биол. наук P.M. Алексахина. М.: Энергоатомиздат, 1985.-160С.

26. Л.А. Булдаков. Радиационная безопасность в атомной энергетике / Л.А. Булдаков., Д.И. Гусев, Н.В. Гусев, О.А. Павловский, Р.Я. Саяпина // Под ред. А.И. Бурназяна. — М.: Атомиздат, 1981. — 117 с.

27. САН ПиН 4630-88. Санитарные нормы и правила охраны поверхностных вод от загрязнения от 04.07.88. 25 с.

28. Оптимизация технологии и опытно-промышленная переработка ЖРО Тихоокеанского флота / Б.В. Мартынов, Е.Г. Кожинов, Н.П. Трушков, А.Я. Грабельников, В.Е. Владимирова, Э.Ф. Фунтов — Атомная энергия. — Т.86, вып. 1. — 1999.-С. 27-31.

29. Treatment of industrial wastewaters / T.J. Milligan. — Chem. Engng., 1976. V.83. - (Deskbook Yssue). - P. 49-66.

30. Качество компаундов, образующихся при цементировании ЖРО низкого и среднего уровней активности. Техн. требования: РД 10497-93. — М.: Минатом РФ, 1993. 9 с.

31. Обоснование создания комплексной технологии переработки ЖРО, применительно к потребностям и условиям ВМФ : отчет о НИР/ НИТИ, НПП "Экоатом", Учебный Центр ВМФ. С. Бор. - 1997. - 59 с. - Инв. № 763/0.

32. Контроль и оценка эффективности, радиационной и экологической безопасности процесса переработки ЖРО береговой технической базы ТОФ : отчет о НИР / НИТИ. 1995. - 30 с. - Дог. № 2384/54-17.

33. Федеральная целевая программа "Об обеспечении работ по комплексной утилизации АЛЛ, выводимых из состава ВМФ и судов с ядерными энергетическими установками Минтранса России".

34. Федеральная целевая программа "Обращение с радиоактивными отходами и отработавшими ядерными материалами, их утилизация и захоронение на 1996-2005 гг".

35. Положение с выводом из эксплуатации, демонтажом и утилизацией АЛЛ в России / B.C. Топилин ; ВМФ РФ // Тез. докл. Межд. науч. сем. "Проблемы вывода из эксплуатации и утилизации АПЛ" (АПЛ-95) 19-22 июня 1995.-М.:-С. 23.

36. В.В. Довгуша. Радиационная обстановка на Дальнем Востоке России. / В.В. Довгуша, М.Н. Тихонов, Ю.Н. Решетов, Ю.Н. Егоров, М.Ф. Киселев // СПб.: Изд-во ГУП НИИ ПММ, 2002.- 400 с.

37. Результаты развернутого физико-химического анализа проб ЖРО : протокол / НИТИ. 1997г. - 3 с. - № 5-97-383П.

38. Проблемы безопасности при обращении с ОЯТ и РАО на ТОФ / В.А. Данилян, B.C. Высоцкий ; ВМФ // Тез. докл. Межд. науч. сем. "Проблемы вывода из эксплуатации и утилизации АПЛ" (АПЛ-95). 19-22 июня 1995.-М.:-С. 52-53.

39. Проблемы комплексной утилизации АПЛ / С.Г. Андриянов, A.M. Мишнев, Н.Я. Калистратов ; ГУП НИПТБ "Онега", ГУП "Звездочка" // Материалы III межд. конф. по морским интеллектуальным технологиям (МОРИН-ТЕХ-99). Т. 1. - СПб. - 1999. - С. 288-292.

40. Классификация радиоактивных отходов. Руководство по безопасности. Серия безопасности №111. — Вена.: МАГАТЭ. - 1994. - С. 1.1.

41. Технология очистки ЖРО при помощи мобильных модульных установок / Ю.В. Карлин, В.Ю. Чуйков, Д.В. Адамович и др. ; МосНПО "Радон"

42. Тез. докл. II Межд. конф. "Радиационная безопасность: радиоактивные отходы и экология". 9-12 ноября 1999. -М.: - С. 78-79.

43. Методико-технологические принципы переработки ЖРО / А.С. Чугунов, В.А. Доильницын, А.Ф. Нечаев ; СПбТИ // Тез. докл. II Межд. конф. "Радиационная безопасность: радиоактивные отходы и экология". 9-12 ноября 1999. - М.: - С. 68-69.

44. Модульная мембранно-сорбционная установка ММСУ : проект / НИТИ. 1996. - № 96.097.00.000 ОП1. - 111 с. - Инв. № 53138.

45. Обеспечение безопасности населения и объектов промышленности в регионе г. Сосновый Бор с учетом риска аварий и катастроф. Риск-проект интерагенств : отчет о НИР / НИТИ; отв. исп. В.А. Мельников. 1995. - 54 с. - Инв. № 121Ю.

46. Источники ядерной и радиационной опасности в регионе г. Сосновый Бор : отчет о НИР / НТА "АКТИС" ; исп. В.А. Мельников, В.М. Лычагин, Е.Б. Панкина и др. 1994. - 53 с.

47. Исследование радиоэкологического состояния агроэкосистемы и природных вод в сосновоборском регионе : отчет о НИР / НПО «Радиевый институт»; отв. исп. Л.Д. Блинова, Е.Б. Панкина, Н.А. Недбаевская 1991. — 71 с.

48. Отчет о заключении экспертной комиссии по комплексному анализу экологической обстановки в районе г. Сосновый Бор : отчет о НИР / СПб НЦ РАН.- 1992.-23 с.

49. Оценка влияния промышленного комплекса г. Сосновый Бор на качество подземных и поверхностных вод : отчет о НИР /1111 «Севзапгеоло-гия» ; исп. Б.М. Тарасов, Э.Я. Яхнин, А.А. Тимонин СПб.: - 1991. - 55 с.

50. Л.А. Кульский. Теоретическое обоснование технологии очистки воды. — Киев.: Наукова думка, 1968. 559 с.

51. Ю.В. Кузнецов. Основы очистки воды от радиоактивных загрязнений / Ю.В. Кузнецов, В.Н. Щебетковский, А.Г. Трусов // Под ред. чл.-корр. АН СССР В.Н. Вдовенко. М.: Атомиздат, 1974. - 359 с.

52. Л.А. Кульский. Технология водоочистки на атомных энергетических установках / Л.А. Кульский, Э.Б. Страхов, A.M. Волошинова. — Киев.: Наукова думка, 1986. 271 с.

53. Химическая технология теплоносителей ядерных энергетических установок / Под ред. чл.-корр. АН СССР В.М. Седова. М.: Энергоатомиз-дат, 1985.-С. 283-306.

54. Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС / В.И. Земля-нухин, Е.И. Ильенко, А.Н. Кондратьев. М.: Энергоатомиздат, 1983. -С. 174-181.

55. Комплексная программа обращения с РАО — залог устойчивого повышения безопасности ЛАЭС / А.И. Епихин — В науч.-техн. сб. «Экология и атомная энергетика». — Изд-во ЛАЭС, 1998. С. 31-36.

56. Д.П. Коростелев. Обработка радиоактивных вод и газов на АЭС. — М.: Энергоатомиздат, 1988. Вып. 24. - 151 с.

57. Очистка водных потоков от взвесей на высокоградиентных магнитных фильтрах / Б.А. Гусев, А.А. Ефимов ; НИТИ им. А.П. Александрова // Тез. докл. III Межд. конгр. "Вода: экология и технология" ; ЭКВАТЕК-98. -26-30 мая 1998. М.: - С. 248.

58. Сорбционно-селективные характеристики неорганических сорбентов и ионообменных смол по отношению к цезию и стронцию / В.В. Милютин, В.М. Гелис, Р.А. Пензин // Радиохимия. №3. - 1993. - С. 76-82.

59. Исследования сравнительной эффективности различных схем очистки отработанных щелочно-перманганатных и щавелевокислых дезактивирующих растворов / М.А. Сергиенко, А.А. Лысенко, Д.А. Мусакин // Промышленная безопасность. Вып. 4. — 2001. — С. 219-225.

60. Новый высокоэффективный коагулянт на основе соединений титана для очистки природных и сточных вод / Н.Н. Стремилова ; СПб НИЦ ЭБ РАН // Тез. докл. III Межд. конгр. "Вода: экология и технология"; ЭКВАТЕК-98.-26-30 мая 1998.-М.:-С. 311-312.

61. Переработка отработанных дезактивирующих растворов транспортных ЯЭУ с использованием электролиза / М.А. Сергиенко, Д.А. Мусакин, А.А. Лысенко // Тез. докл. 5-й межд. конф. по интеллектуальным технологиям. СПб.: 2003. - С. 420-422.

62. Техническое предложение по разработке модуля вакуумной сушки и схема узла дополнительного вакуумного концентрирования ЖРО / Б.А. Гусев., В.М. Краснопёрое., В.В. Кривобоков ; НИТИ. 1997. - 4 с.

63. Внедрение новых технологий обращения с РАО при утилизации АПЛ. ГИ ВНИПИЭТ / А.В. Кирсанов, А.А. Шведов, А.В. Демин, В.В. Кощеев // Тез. докл. И Межд. конф. "Радиационная безопасность: радиоактивные отходы и экология". 9-12 ноября 1999. - М.: - С. 23.

64. Сорбционно-реагентные материалы для переработки радиоактивных отходов / В.А. Аврааменко, И.С. Бурков, В.Ю. Глущенко, А.П. Голиков,

65. B.В. Железнов, М.С. Паламарчук, В.И. Сергиенко, Т.А. Сокольницкая, К.А. Хохлов, А.А. Юхкам // Вестник ДВО РАН. № 3. - 2002. - С. 7-21.

66. Сорбционная очистка ЖРО АЭС / Л.М. Шарыгин, А.Ю. Муромский, В.Е. Моисеев и др. Атомная энергия. - Т. 83, вып. 1. — 1997. — С. 17-23.

67. Испытание селективных неорганических сорбентов Термоксид для доочистки от радионуклидов конденсатов выпарных аппаратов Белоярской АЭС / Л.М. Шарыгин, А.Ю. Муромский, В.Е. Моисеев, А.Р. Цех // ЖПХ -Вып. 69, № 12. 1996. - С. 2009-2013.

68. Варианты переработки кубовых остатков АЭС. МосНПО "Радон" /

69. C.А. Дмитриев, Ф.А. Лифанов, А.Е. Савкин // Тез. докл. II Межд. конф. "Радиационная безопасность: радиоактивные отходы и экология". 9-12 ноября1999.-М.:-С. 52-53.

70. Проведение стендовых испытаний очистки кубовых остатков АЭС с помощью селективных сорбентов / А.Е. Савкин, Ю.Т. Сластенников, О.Г. Синякин, Ю.П. Корчагин ; МосНПО "Радон". М.: 1997. - 7 с. - Деп. в ВИНИТИ 30.07.97. - № 2552-В97.

71. Окислительно-сорбционная очистка кубовых остатков АЭС от радионуклидов / А.Е. Савкин, О.Г. Синякин, Ю.Т. Сластенников, А.Г. Морено-ва ; МосНПО "Радон". М.: 1997. - 9 с. - Деп. в ВИНИТИ 30.07.97. -№ 2553-В97.

72. Очистка высокосолевых ЖРО методом селективной сорбции / Ф.А. Лифанов, А.Е. Савкин, Ю.Т. Сластенников // Вопросы материаловедения.1997.-№5.-С. 22-23.

73. Композиционные материалы в процессах переработки ЖРО / А.А. Копырин, М.А. Плешков, А.К. Пяртман и др. ; СПбГТИ (ТУ) // Тез. докл. II Межд. конф. "Радиационная безопасность: радиоактивные отходы и экология". 9-12 ноября 1999. - М.: - С. 81-82.

74. Сорбционное выделение из ЖРО цезия и стронция и их иммобилизация в геоцементы / Н.Г. Богданович, Э.Е. Коновалов, О.В. Старков и др. // Атомная энергия. Т. 84, № 1. - 1998. - С. 16-20.

75. Опыт использования зернистого фильтрующего материала из казахстанского природного цеолита / В.Н. Головченко ; АО "Рыстас", Алма-Ата, Казахстан // Тез. докл. III Межд. конгр. "Вода: экология и технология". ЭКВАТЕК-98. 26-30 мая 1998. - М.: - С. 243.

76. Модифицированные природные цеолиты и цеолитсодержащие композиты эффективные сорбенты радионуклидов и других вредных веществ / В.В. Кротков, Ю.В. Нестеров, И.Г. Абдульманов и др. // Экология и промышленность России. - 1997. - № 10. — С 4-6.

77. Биосорбенты и фитосорбенты. — 4.1. — Био- и фитосорбенты для дезактивации ЖРО / Пресс-релиз компании "СОРБЭК". М.: 1998. - 11 с.

78. Экономическое сравнение ионного обмена и обратного осмоса при водоочистке/ П.А. Ньюэлл, С. Ригли, П. Сен// Тез. докл. III Межд. конгр. "Вода: экология и технология". ЭКВАТЕК-98. -26-30 мая 1998.- М.:- С. 289-290.

79. Новое в технологии нанофильтрации / Дж. Де Витте ; Компания Дау Кемикалс, США // Тез. докл. III Межд. конгр. "Вода: экология и технология". ЭКВАТЕК-98. 26-30 мая 1998. - М.: - С. 237-238.

80. Н.И. Ампелогова. Дезактивация в ядерной энергетике / Н.И. Ам-пелогова, Ю.М. Симановский, А.А. Трапезников ; Под ред. член-корр. АН СССР В.М. Седова. М.: Энергоиздат, 1982. - 255 с.

81. Пат. 2083009 РФ, МКИ^ G21F 9/06. Способ очистки ЖРО от радионуклидов / Л.И. Кирпиченко, К.П. Овсянникова, А.В. Плетнев и др. // Заявл. 23.06.93.; опубл. 27.06.97. Бюлл. № 18. - 4 с.

82. Открытый плазменный источник ультрафиолетового излучения для технологии очистки воды / А.Т. Рахимов, Г.Б. Рулев, В.Б. Саенко ; НИИ ЯФ МГУ // Тез. докл. III Межд. конгр. "Вода: экология и технология". ЭКВАТЕК-98. 26-30 мая 1998. - М.: - С. 312.

83. Обеззараживание и очистка воды посредством мощного импульсного оптического излучения / Р.И. Илькаев, В.А. Свиридов, Ю.А. Рахманин ;

84. РФЯЦ-ВНИИ ЭФ, НИИ ЭЧиГОС им. А.Н. Сысина РАМН // Тез. докл. Ill Межд. конгр. "Вода: экология и технология". ЭКВАТЕК-98. 26-30 мая 1998.-М.:-С. 252.

85. Пат. 2195725 РФ. Способ концентрирования ЖРО / М.А. Серги-енко, В.В. Прозоров, А.А. Лысенко. Бюл. № 36. 2002. - 3 с.

86. Электросорбционная очистка сточных вод. / Л.П. Лазарева, И.Г. Лисицкая ; Дальневосточный филиал ВНИИ охраны природы // Тез. докл. II межд. форума "Природные ресурсы стран СНГ". Конф. "АКВАТЕРРА". — 9-12ноября 1999.-СПб.:-С. 81-82.

87. Очистка воды от токсичных ионов методом электросорбции / Ю.В. Карлин, P.M. Давлетханов, И.А. Соболев ; МосНПО "Радон" // Тез. докл. III Межд. конгр. "Вода: экология и технология". ЭКВАТЕК-98. 26-30 мая 1998.-М.:-С. 406-407.

88. В.И. Землянухин. Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС / В.И. Землянухин, Е.И. Ильенко, А.Н. Кондратьев, Н.Н. Лазарев, А.Ф. Царенко, Л.Г. Царицина. — М.: Энергоатомиздат, 1983г. 232с.- С. 175.

89. Переработка высокосолевых борсодержащих ЖРО / А.С. Чугунов,

90. A.Ф. Нечаев, С.А. Дмитриев и др. // Тез. докл. Межд. конф. "Радиоактивные отходы. Хранение, транспотрировка, переработка. Влияние на человека и окружающую среду." 14-18 октября 1996. — ЦНИИ КМ "Прометей". - СПб.: 1997.-С. 40.

91. Опытные установки переработки и утилизации отработавших радиоактивных материалов (ИОС, пульпы, зольные и кубовые остатки, эксплуатационные масла и др.). : отчет о НИР / СО ВНИПИЭТ. 1994. - 35 с. -Инв. № СБ/577-94.

92. Модульная установка цементирования МУЦ : проект / ВНИПИЭТ. 1998. - № Л.45.082.00.000ТП. - 35 с.

93. СанПиН 2.6.1.24-03. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций. (СП АС-03). 2003. - 39 с. - Per. № 4593.

94. И.А. Соболев. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах / И.А. Соболев, Л.М. Хомчик М.: Энергоатомиздат, 1983.- 128 с.

95. Concept for experimental control of radioactive waste to be disposed of in Switzerland / Alder I.C., Houriel I.P. ; «Вег Kenforsorchunsanlage» in Lich. Konf. 1985. - № 546. - P. 54-65.

96. В.П. Конухин. Ядерные технологии и экосфера / В.П. Конухин,

97. B.Н. Комлев ; РАН. Апатиты.: 1995. - 337 с.

98. Разработка технологии отверждения отработавших радиоактивных ИОС модульной мембранно-сорбционнной установки : отчет о НИР / ФГУП НИТИ. 1999. - 36 с. - № 792/0.

99. Разработка технологии цементирования концентратов ЖРО, образующихся при эксплуатации ММСУ по упрощенной схеме : отчет о НИР / ФГУП НИТИ. 2000. - 32 с. - Инв. № 838/0.

100. Опытное отверждение натурных радиоактивных концентратов ММСУ на модульной установке цементирования : отчет о НИОКР / ФГУП НИТИ им. А.П. Александрова. 2002. - 51 с. - № 5-02-476/0.

101. Разработка технологии отверждения отработанных фильтроперли-тов, ионообменных смол и других твердых отходов : отчет о НИР / ИХТ г. Сосновый Бор. 1992. - 65 с.

102. И.А. Соболев. Радиационная безопасность персонала при обезвреживании РАО / И.А. Соболев, И.П. Коренков, Л.М. Проказова, Л.М. Хомчик. М.: Энергоатомиздат, 1992. — 192 с.

103. Радиационно-экологические проблемы разделки и комплексной утилизации АПЛ / В.В. Довгуша, В.И. Кваша, Ю.П. Шулепко ; НИИ ПММ // Тез. докл. Межд. науч. сем. "Проблемы вывода из эксплуатации и утилизации АПЛ" (АПЛ-95). 19-22 июня 1995. - М.: - С. 21.

104. Основные технологические режимы по переработке ТРО на АЭС / Е.И. Юликов, В.А. Горбунов, В.В. Шилов и др. // Тез. докл. II Межд. конф. "Радиационная безопасность: радиоактивные отходы и экология". 9-12 ноября 1999. - М.: - С. 74.

105. Термическая переработка РАО в МосНПО "Радон" / И.А. Соболев, С.А. Дмитриев, Ф.А. Лифанов ; МосНПО "Радон" // Тез. докл. II Межд. конф. "Радиационная безопасность: радиоактивные отходы и экология" -9-12 ноября 1999.-М.: С. 92-93.

106. Пояснительная записка «Выбор районов Ленинградской области, наиболее пригодных для регионального хранения ОЯТ и РАО». Л.: Фонды Регионального геоэкологического центра ГГП «Невскгеология». - 1994- 35с.

107. Оценка геологических формаций Северо-западного региона России как среды размещения подземного хранилища РАО / А.С. Сергеев, Р.В. Богданов, В.Н. Комлев ; СПб ГУ, ГИ КНЦ РАН // Тез. докл. II Межд. конф.

108. Радиационная безопасность: радиоактивные отходы и экология" — 9-12 ноября 1999. М.: - С. 88-89.

109. Проблема захоронения радиоактивных отходов на Северо-Западе России и вопросы радиационного риска / М.Ф. Якушев ; J1CK "Радон" // Тез. докл. II Межд. конф. "Радиационная безопасность: радиоактивные отходы и экология" 9-12 ноября 1999. - М.: - С. 98-99.

110. Проект "Горлебен" по захоронению РАО в ФРГ / Ю.В. Сивинцев // Атомная техника за рубежом. — 1991. — № 4. — С. 8-15.

111. Краткие сообщения / Атомная техника за рубежом. 1992. - № 9. -С. 29.

112. Post-closure safety analysis of a rock cavern repository for low medium level waste / T. Vient, H. Nordman, V. Tiavassalo, M. Nykyri // Radioact. Waste Manag. and Nucl. Fuel Cycle. 1993. - V. 17. - 1 2. - P. 139-159.

113. Обоснование условий локализации В АО и ОЯТ в геологических формациях / O.JI. Кедровский, И.Ю. Шишиц, Т.А. Гупало и др. // Атомная энергия. Т. 70, вып. 5. - 1989. - С. 294-297.

114. Безопасность приповерхностного захоронения РАО / Г.П. Зару-чевская, JI.M. Носова, В.М. Седов // Атомная энергия. — 1991. Т.70, вып.5. -С. 314-318.

115. Принципы радиационной защиты при удалении ТРО / Пер. с англ. под ред. А.А. Моисеева // Публ. 46 МКРЗ. М.: Энергоатомиздат, 1988. -40 с.

116. Система контейнерного хранения РАО / В.Д. Ахунов, В.Н. Ершов, В.Б. Ильин, В.Т. Сорокин, Н.С. Яновская // Тез. докл. II Межд. конф. "Радиационная безопасность: радиоактивные отходы и экология" — 9-12 ноября 1999.-М.:-С. 43.

117. Изучение возможности включения высокоактивных отходов в керамические матрицы на основе естественных горных пород / Р.В. Богданов, Р.А. Кузнецов, А.С. Сергеев, В.Б. Глушкова, О.Н. Егорова // СПбГУ. Радиохимия. - 1994. - 36, вып.5 - С. 470.

118. Chemical Durability and Related Properties of solidified High-Level Waste Forms / Technical Reports Series. 1 257. - IAEA. - Vienna: 1985. -P. 157-160.

119. Основные задачи радиогеоэкологии в связи с захоронением РАО / Н.П. Лаверов, А.В. Канцель, А.К. Лисицын и др. // Атомная энергия. 1991. — Т. 71, вып. 6.-С. 523-534.

120. Н.Н. Мельников. Подземное захоронение РАО / Н.Н. Мельников, В.П. Конухин, В.Н. Комлев ; РАН. Апатиты: 1994. - 214 с.

121. Норматив выброса радиоактивных веществ в атмосферу для ФГУП НИТИ им. А.П. Александрова : прил. к сан.-эпид. заключению № 47.13.02.000.Т.000003.03.02 от 25.03.2002 г.-2 с.

122. Безопасность в атомной энергетике. Ч. 1: Общие положения безопасности АЭС. Методы расчета распространения радиоактивных веществ с АЭС и облучения окружающего населения ; "МХО ИА": НТД 38.220.6.84. -Т.1. М.: Энергоатомиздат, 1984. —48 с.

123. Метод расчета эффективных доз облучения населения, обуславливаемых газо-аэрозольными выбросами стендов НИТИ : ФГУП НИТИ им.

124. A.П. Александрова. 2003. - 13 с. - Инв. № 7611/И.

125. Расчет эффективных доз внутреннего облучения населения от сбросов стендовых установок НИТИ : ФГУП НИТИ им. А.П. Александрова. 2003. - 8 с. - Инв. № 7887/И.

126. Исследования процессов формирования газо-аэрозольных выбросов и водных сбросов стенда КВ-1 в период его эксплуатации и ремонта : отчет о НИР / НИТИ ; отв. исп. С.Г. Некрестьянов, Е.Б. Панкина 2000. -66 с. - Инв. № 843/0.

127. Здание 102. Система специальной канализации : техн. описание и инструкция по эксплуатации / НИТИ. 1997. — 31 с. — № 32.97.102-015/ТО.

128. СНиП 2.04.01-85. Внутренний водопровод и канализация зданий : (в сб. нормативных документов «Требования пожарной безопасности строительных норм и правил»). — М.: ФГУ ВНИИПО МВД России, 2001. -Вып. 13, ч. 3. 446 с. - С. 99-132.

129. Анализ источников и объемов ЖРО и ТРО, поступающих со стенда в период эксплуатации и ремонтных работ : техн. справка / ФГУП НИТИ ; отв. исп. Е.Б. Панкина, В.Б. Гайко 1999. - 4 с. -№ 5-99-387ТС.

130. Оптимизация системы обращения с ЖРО и методов их контроля по результатам анализа источников и объемов ЖРО с рекомендациями для перспективных ППУ : отчет о НИР (заключительный) /ФГУП НИТИ ; отв. исп. Е.Б. Панкина 2000. - 84 с. - Инв. № 856/0.

131. Анализ источников образования и путей форхМирования ЖРО транспортной ЯЭУ для их раздельного сбора с целью минимизации / Е.Б. Панкина,

132. B.Н. Епимахов, В.А. Доильницин // Тез. докл. IV Межд. конгр. «Неделя химических технологий в Санкт-Петербурге». — СПб. — 2003. — С.50.

133. Опыт переработки ЖРО на ММСУ / В.Н. Епимахов, Е.Б. Панкина, С.В. Глушков и др. // Тез. докл. межотраслевой конф. «Подводное кораблестроение в России. Состояние, проблемы, перспективы». — СПб. — 2002.

134. Создание и отработка на стендовых установках комплексной технологии и оборудования для переработки ЖРО ЯЭУ. ММСУ : отчет о НИР / ФГУП НИТИ ; отв. исп. В.Н. Епимахов ; исп.: С.В. Глушков, Е.Б. Панкина, Прохоркин С.В. и др. 2001. - 92 с. - Инв. № 890/0.

135. САН ПиН 4631-88. Охрана прибрежных вод морей от загрязнения в местах водопользования населения. — 1988. 21 с.

136. Сырьевой потенциал природных сорбентов России и экологическая реабилитация урбанизированных территорий / У.Г. Дистанов, И.И. Зай-нуллин, Т.П. Конюхова // Охрана недр и экология. — 1995. С. 29-21.

137. Взаимодействие полу обожженного доломита с различными элементами, находящимися в микроконцентрациях / В.Ф. Багрецов, В.В. Пуш-карев // Радиохимия. Т. 2. - 1960. - С. 446.

138. Создание и отработка на стендовых установках комплексной технологии и оборудования для переработки радиоактивных отходов ЯЭУ. МУЦ ЖРО : отчет о НИР (заключительный) / ФГУП НИТИ им. А.П. Александрова. -2001.-51 с. Инв. № 889Ю.

139. Потенциальная опасность отвержденных радиоактивных отходов /

140. A.С. Баринов и др. // Радиохимия 1990. - №4. - С. 127-131.

141. Испытания отвержденных радиоактивных отходов на выщелачивание / Э.Д. Хеспе; АИНФ. 155 (П). - М.: Атомиздат, 1971. - 13 с.

142. В.А. Мироненко. Проблемы гидрогеоэкологии / В.А. Мироненко,

143. B.Г. Румынии — Т. 3. Прикладные исследования. М.: Ml'1'У, 1999. - 504 с.

144. Study of groundwater contamination by radioactive brine (Lake Karachai case) / V.G. Rumynin, L.N. Sindalovskiy, P.K. Konosavsky, A.V. Boronina, C. Gallo, Willem J. Zaadnoordijk // Environmental Geology. 2002. -Vol. 42,№. 2-3.-P. 187-198.

145. Оценка гидрогеологических условий юга Нижегородской области с помощью численного моделирования / А.В. Миронова, В.Г. Румынии // В сб. «Проблемы современной инженерной геологии». Записки Горного института.-Т. 153. 2003. - С. 188-189.

146. Экспериментальное изучение удержания радионуклидов грунтовыми породами» / Е.Б. Панкина, В.Н. Епимахов, М.П. Глухова, В.А. Дойльницын, В.Г. Румынии // Тез. докл. 3-ей Рос. конф. по радиохимии «Радио-химия-2000». СПб.: 2000. - С. 230.

147. Оценка и прогноз радионуклидного загрязнения подземных вод в районе ЛСК «РАДОН» / В.Г. Румынии, А.В. Воронина, Е.Б. Панкина, В.А. Мельников // Тез. докл. Науч. чт. им. акад. Ф.Ю. Левинсона-Лессинга. «Эко-геология-97». СПб.: 1997. - С. 92-93.

148. Сбор данных для создания базы мониторинга по оценке влияния промышленного комплекса г. Сосновый Бор на состояние подземных вод : техн. отчет / ВО ВНИПИЭТ. 1991. - 21 с.

149. Изучение диффузионных и сорбционных свойств кембрийских глин с использованием радиоактивных меток (3бС1 и 90Sr). / В.Г. Румынии,

150. Оценка режима близповерхностных вод и миграция радионуклидов вблизи временного хранилища РАО ЛСК «РАДОН» : отчет о НИР / ЛСК «РАДОН» ; исп. В.Н. Озябкин, С.В. Озябкин 1999.-38 с.

151. Оценка существующего и потенциального воздействия СЗЦ Атомной энеретики на подземные воды района : отчет о НИР / МНЦ Гидрогеоэкологии СПб ГУ ; науч. рук. В.Г. Румынии. СПб.: 1997. - 32 с.

152. Н.Г. Гусев. Радиоактивные выбросы в атмосфере / Н.Г. Гусев,

153. B.А. Беляев // Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1991. - 256 с.

154. Метод расчета эффективных доз облучения населения, обуславливаемых газо-аэрозольными выбросами стендов НИТИ / ФГУП НИТИ им.

155. A.П. Александрова. 2003. - 13 с. - Инв. № 7611/И.

156. Радиационная защита. Рекомендации МКРЗ. Публикация № 26. — М.: Атомиздат, 1978. 30 с.

157. Обеспечение экологической безопасности и оптимизация процессов обращения с РАО транспортных ЯЭУ / Е.Б. Панкина, В.Н. Епимахов,

158. B.А. Доильницын // В сб. VII Межд. конф. «Безопасность ядерных технологий. Обращение с радиоактивными отходами» СПб. : PRo Атом, 2004.1. C. 343-344.

Информация о работе

Панкина, Елена Борисовна
кандидата технических наук
Санкт-Петербург, 2004
ВАК 03.00.16

Диссертация

Обеспечение экологической безопасности и оптимизация процессов обращения с радиоактивными отходами транспортных ядерных энергетических установок - тема диссертации по биологии, скачайте бесплатно

Автореферат

Похожие работы