CC BY
25
2 — "вапно, мас.%
Рис. 4. 1зопараметричт дiаграми змши коефщента теплопровЫносШ тепло1золяцшних матерiалiв
Рис. 5. Структура теплоiзоляцiйного матерiалу на основi вiдходiв целюлозно-паперового виробництва
Галузi застосування отриманого матерiалу залежать вщ його експлу-атацшних характеристик, дослщження яких ще тривае. Однак важливим по-казником, який характеризуе стшкють матерiалу до навантажень, е його мщ-нють, тому отриманий матерiал можна рекомендувати для використання у плоских по^влях, пiдлогах тощо.
Висновки. Впровадження запропоновано! енергоощадно! екологiчно безпечно! технологи утжтзацп золи та шламових вiдходiв (скопу) забезпе-чить зменшення кiлькостi вiдходiв, якi не потраплять у вщвали, що приведе до зменшення техногенного навантаження на атмосферу i пдросферу та тд-вищить рiвень еколопчно! безпеки, зменшивши вплив екологiчного i енерге-тичного факторiв на нащональну безпеку нашо! держави.
Л1тература
1. Скоробогатий Я.П. Основи екологп: навколишне середовище i техногенний вплив / Я.П. Скоробогатий, В.В. Ощаповський, В.О. Василечко, С.Л. Кусовець. - Львiв : Вид-во "Но-вий свгг-2000", 2008. - С. 65-67.
2. Челядин Л.1. Науковi засади ресурсозбершаючих технологiй та устаткування тдви-щення еколопчно! безпеки промислових об'ектiв Прикарпаття : дис. ... д-ра техн. наук: спец. 21.06.01 - Еколопчна безпека. - 1вано-Франгавськ, 2011. - 336 с.
3. Полозов Ю.А. Об утилизации золошлаковых отходов ТЭС в горных выработках / Ю.А. Полозов, А.Ю. Лазебник, Ю.В. Черноморченко // Техногенно-екологiчна безпека реп-ошв як умова сталого розвитку Украши : матер. П-о! наук.-практ. конф. - Львiв, 2002. - С. 115-117.
4. Довкшля Укра!ни : стат. зб. - К., 2008. - С. 48-138.
5. Довгалля 1вано-Франювщини у 2010 рощ : стат. зб. - 1вано-Франювськ. - 2011. - 152 с.
6. Гомеля М.Д. Утилiзацiя скопу на Кшвському картонно-паперовому комбiнатi / М.Д. Гомеля, А.В. Овсяник, С.П. Приймаков, В.М. Радовечник // Сборник научных статей. -Одесса : Вид-во ОЦНТЭИ, 1999. - С. 74-80.
7. Нейко С.М. Медико-геоеколопчний аналiз стану довкшля як шструмент ощнки та контролю здоров'я населення / С.М. Нейко, Г.1. Рудько, Н.1. Смоляр. - 1вано-Франювськ : Вид-во "Екор", 2001. - 350 с.
8. Безносов Ю.Н. Экологическая безопасность целюлозных заводов Калининградской области / Ю.Н. Безносов, Л.Е. Фетисова, С.Н. Гляденов // Экология и промышленность России. - 2003. - Сентябрь. - С. 12-14.
9. Сштинський В.В. 1нженерна еколопя. Аспекти енергозбереження : навч. поабн. / В.В. Сштинський, М.А. Саницький, О.Т. Мазурак, А.В. Мазурак. - Львiв : Вид-во "АпрюрГ. -2008. - С. 229.
10. Волженский А.В. Применение зол и топливных шлаков в производстве строительных материалов / А.В. Волженский, И.А. Иванов, Б.Н. Виноградов. - М. : Стройиздат, 1984. - 247 с.
11. Research A. Project Addressed to No-Food Crop Production by Municipal Wastewater Irrigation / A. Research // Сотрудничество для решения проблеми отходов. - Харьков, 2009. -239 с.
Челядын Л.И., Хомын В.Р., Новосад П.В., Позняк О.Р. Технологические особенности изготовления теплоизоляционных строительных материалов из золошламошлаковых отходов
Приведены данные по техногенным отходам в Украине и в наиболее загрязненных областях, которые можно утилизировать в теплоизоляционные строительные материалы. Основой технологии является установление оптимального состава композиционных материалов и параметров термообработки изделий. Показано, что методом математического планирования экспериментов оптимизирован состав композиционных материалов, полученных низкотемпературной переработкой шламов водоочистки, по показателям прочности, пористости и коэффициента теплопроводности. Переработка таких отходов повышает экологическую безопасность объекта и региона в целом.
Ключевые слова: отходы, технологии, утилизация, экобезопасность.
Chelyadyn L.I., Khomyn V.R., NovosadP.V., Poznyak O.R. Technological features of making of heat-insulation build materials are from ash-shlam-slag wastes
The amount of industrial waste in Ukraine and in the most contaminated areas that can be utilized in insulating building materials was shown in the article. Establishment of optimal composition of composite materials and heat treatment parameters moulded products is the basis of technology. It is shown that composition of composite materials, obtained low-temperature processing of sludge from water treatment, was optimized in terms of strength, porosity and thermal conductivity by the method of mathematical planning of experiments. Processing of waste increases the environmental safety of the object and the region as a whole.
Keywords: waste, technology, recycling, environmental safety.
УДК 621.039.546 Доц. А.Б. Тарнавський, канд. техн. наук;
ад 'юнкт Р.Ю. Сукач; доц. Ю.Г. Сукач; Mazicmp М.Я. Колгсник -Львгвський ДУ безпеки життедшльностг
ВИКОРИСТАННЯ СУХОГО СХОВИЩА ДЛЯ ЗБЕР1ГАННЯ В1ДПРАЦЬОВАНОГО ЯДЕРНОГО ПАЛИВА НА ЗАПОР1ЗЬК1Й АЕС
Проаналiзовано питання поводження з вщпрацьованим ядерним паливом у кра-1нах з атомною енергетикою. Видiлено проблему довготермiнового зберiгання вщ-працьованого ядерного палива на майданчиках сухого типу. Запропонована система збер1гання на Запорiзькiй АЕС передбачае завантаження вщпрацьованих тепловид1-ляючих збiрок у вентильоваш контейнери спещально!' конструкци. Наведено пер-спективи створення та розширення сухого сховища вiдпрацьованого ядерного палива на територи Запор1зько1 АЕС та заходи щодо забезпечення рад1ацшно1 безпеки пiд час його експлуатаци.
Knm4oei слова: вiдпрацьоване ядерне паливо, сухе сховище вiдпрацьованого ядерного палива, вентильоваш контейнери збер1гання, вiдпрацьованi тепловидшякга збiрки, система сухого зберiгання вщпрацьованого ядерного палива, перевантажу-вальний контейнер.
Постановка проблеми. Вщпрацьоване ядерне паливо (ВЯП) - це над-звичайно небезпечна високорадюактивна сумш 1зотоп1в урану, плутошю, уламюв подшу ядер трансуранових елеменпв i продукта 1х розпаду. Щор1ч-не вивантаження ВЯП з атомних електростанцш (АЕС) у свт перевищуе 10 тис. В Украш щорiчно вивантажуеться з реакторiв АЕС близько 560 вщпрацьованих тепловидшяючих збiрок (ВТВЗ) реактс^в типу ВВЕР-1000 i близько 170 ВТВЗ з реакторiв ВВЕР-440, що становить приблизно 265 т важ-кого металу [1].
Сьогодш у свiтi нагромадилося понад 260 тис. т ВЯП. Водночас, дош немае загальновизнано! концепцп поводження з ВЯП. Сучасш iснуючi технологи забезпечують лише два способи поводження з ВЯП [2]: пряме похован-ня у стабшьних геолопчних формацiях (вiдкритий ядерно-паливний цикл), або переробка ВЯП з повторним використанням урану, плутошю та шших радюнуклдав i наступне поховання радiоактивних вiдходiв (РАВ) (замкнений ядерно-паливний цикл).
На сьогоднi жодна кра!на не мае достатнiх потужностей для перероб-лення нагромаджених на 11 територп ВЯП. Багато кра!н не мають навiть простору для його тимчасового безпечного збер^ання (наприклад, Болгарiя, Ук-раша, Тайвань). Переробкою ВЯП у цившьних цшях займаються лише 4 кра-!ни у свiтi - Росiя, Франщя, Японiя i Великобританiя. Решта краш вибирають як спосiб поводження з ВЯП пряме захоронення без його подальшого пере-роблення. Переробка ВЯП на сьогодш визнана тупиковим ршенням, оскшь-ки внаслiдок перероблення однiеl тонни ВЯП (в перерахунку на уран) утво-рюеться 7,5 т твердих i 2,2 т рщких РАВ, якi теж потрiбно переробити i без-печно захоронити. Економiчно це недоцiльно, а створення комплексу з перероблення РАВ у густонаселенш краш, яка не володiе вщповщною терито-рiею - е просто смертельним.
Анал1з останн1х дослщжень i публ1кац1й. В Украш ще й дош оста-точно не виршено питання зберiгання й утилiзацil РАВ та ВЯП. У глобаль-
ному масштабi збер^ання ВЯП АЕС передбачае створення постшних довго-термiнових сховищ [3]. Вони повинш повнiстю забезпечувати збер^ання ВЯП на кiлька тисяч роюв: протягом цього часу паливо втратить свою за-лишкову радiоактивнiсть. Але на цей час ще жодна держава у свт не мае повнощнного постiйного сховища, хоча робота над 1х створенням ведеться вже сьогодш.
Проектними рiшеннями АЕС з реакторами типу ВВЕР-1000 передба-чено вивезення ВЯП [4] (тсля Зычного зберiгання у басейнах витримки) у стацюнарне сховище до Росшсько1 Федерацп, що потребуе значних фшансо-вих витрат. Проте, ще при СРСР, стало зрозумшо, що через обмежешсть сховища, вщсутшсть змоги його розширення, а також можливiсть на найближчу перспективу будiвництва заводу з перероблення ВЯП виникнуть проблеми з тдтриманням життездатностi АЕС. Така ситуащя спонукала до розроблення та ухвалення в межах "Енергетично1 стратеги Укра1ни до 2030 року" так званого "вщкладеного" рiшення для збер^ання ВЯП у сухих сховищах тривало-го зберiгання 50 рокiв i бiльше [5].
У зв'язку з цим лщером у вирiшеннi проблеми поводження з ВЯП в Укра1ш стала найбшьша в Сврот Запорiзька АЕС (ЗАЕС), яка створила на своему промисловому майданчику та здшснюе безпечну експлуатацiю комплексу сухого збер^ання ВЯП - сухе сховище вщпрацьованого ядерного па-лива (ССВЯП) [6].
Постановка завдання. Проблемш питання щодо поводження з вщ-працьованим ядерним паливом. Встановлення потенцiйних небезпек для на-селення i довкшля пiд час довготривалого зберiгання вщпрацьованого ядерного палива.
Викладення основного матер1алу. ССВЯП ЗАЕС - едине у свт сховище ВЯП вщкритого типу, що розташоване на територп АЕС. Воно розрахо-ване на збер^ання 380 контейнерiв iз 9120 вщпрацьованими паливними збiр-ками реакторiв типу ВВЕР-1000. Зпдно з проектом, сховище може прийняти вщпрацьоване паливо ЗАЕС за весь перюд 11 експлуатацп [7]. При цьому тут буде збер^атися лише паливо з енергоблоюв ЗАЕС, як це обумовлено у ви-могах лщензп (термiн збер^ання протягом 50 рокiв - до часу його подальшо-го перероблення або захоронення).
Головною вщмшнютю вiд вiдомих аналогiчних технiчних об'екпв, що вже експлуатуються у свт на промислових майданчиках американських та росшських АЕС, е не тшьки мютюсть для ВЯП, але й те, що контейнери збе-р^ання розташованi безпосередньо на територп ЗАЕС. Перша черга сховища розрахована на збер^ання 100 контейнерiв. За перюд експлуатацп ССВЯП, починаючи з 24 серпня 2001 року, не виявлено якихось ютотних вщхилень вiд закладених проектом рiшень експлуатацп [8].
ССВЯП - це спещальна бетонна площадка збер^ання з розмiрами в плат 64x186 м, на якш розташовано контейнери з ВЯП. Площадка ССВЯП розташована у пiвнiчно-схiднiй частинi площадки ЗАЕС, вщзначка розташу-вання - 21,80 м. Збер^ання ВЯП здшснюеться у вентильованих контейнерах зберiгання ВКЗ-ВВЕР, прототипом яких став контейнер У8С-24 компанiй
2. Екологiя довкiлля
105
"Duke Engineering&Services" та "Sierra Nuclear Corporation". Кожен контейнер складаегься з двох основних частин: BHyTp^Hboï (багатомiсний герметичний кошик (БГК)) i зовнiшньоï (вентильований бетонний контейнер (ВБК)). Вага кожного контейнера 144 т. Контейнери забезпечують сухе, герметичне i без-печне збер^ання паливних збiрок.
Внyтрiшня частина контейнера - це герметично закрита емшсть (кошик) для розташування 24-х вщпрацьованих тепловидiляючих збiрок (ВТВЗ) в шертному газовому середовищi i виготовляеться з вyглецевоï сталi тдви-щеноï мiцностi. Зовнiшня частина контейнера виготовляеться iз високомщно-го бетону i е конструктивною опорою для кошика та захищае його вiд впливу зовшшшх чинниюв, забезпечуе природне охолодження i бюлопчний захист обслуговуючого персоналу.
Згiдно з технолопею вентильованого контейнерного збер^ання, контейнери з ВЯП розташовуються у вертикальному положенш на спецiальнiй бе-тоннiй площадцi зберiгання (фyндаментнiй плит) (рис. 1). Система зберiгання загалом е пасивною i пiсля встановлення бетонних контейнерiв на площадку збер^ання не потребуе значного технiчного обслуговування. Така технологiя е екологiчно безпечною, ефективною, рентабельною i забезпечуе пасивне трива-ле зберiгання ВЯП та створюе багатоешелоновану систему захисту.
Рис. 1. Першi контейнери на майданчику ССВЯП ЗапорЬькоТАЕС
У принцит, контейнер належить до рядових технолопчних виробiв. Певна складнiсть полягае лише у виготовленш його внутрiшньокорпусного устрою, що становить собою блок шестигранних труб. Але це завдання було виршено за допомогою 1нституту електрозварювання iменi С.О. Патона (м. Кшв) i харкiвського "Укркраненерго". Iншi вш компоненти системи зберь гання виготовляються в Украiнi з вiтчизняних матерiалiв, що вигiдно вiдрiз-няе iх вiд закордонних аналогiв.
Система сухого збер^ання вiдпрацьованого ядерного палива ЗАЕС умовно роздшена на три технолопчш зони [9]: зона завантаження; зона тран-спортування; зона збер^ання (рис. 2).
Призначення зони завантаження - безпечне завантаження ВТВЗ до кошика, виконання транспортно-технолопчних операцш з герметизаци, дрену-вання, вакуумного сушшня та заповнення БГК гелiем, а також завантаження
БГК до вентильованого бетонного контейнеру. Зона завантаження знаходить-ся безпосередньо у реакторних вщдшеннях енергоблоюв.
зона завантаження зона транспортування зона зберкання
Рис. 2. Технологiчнi зони системи сухого зберкання ВЯП
Зона транспортування - це мережа шляхiв, якими здiйснюeться доставка ВКЗ-ВВЕР до зони зберкання спещально призначеним для цього транспортером-контейнеровозом. Основними компонентами системи сухого зберкання ВЯП е БГК, перевантажувальний контейнер, ВБК та вентильований контейнер зберкання (ВКЗ-ВВЕР). Бетонний контейнер системи зберкання ВКЗ-ВВЕР наведено на рис. 3.
Рис. 3. Бетонний контейнер системи зберкання ВЯП: 1) давач температурного контролю; 2) вхiд повтря та направляючi для транспортування; 3) бетонна площадка зберiгання; 4) вих^д повтря; 5) кришка бетонного контейнера;
6) силова i захисна кришки кошика; 7) блок з 24-х направляючих трубок для ВТВЗ;
8) направляюча трубка; 9) корпус багатомкног корзини зберкання;
10) обичайка; 11) ВБК
Основними проектними принципами та експлуатацшними характеристиками системи е [10]: використання двох захисних бар'ерiв на шляху роз-повсюдження радюактивних речовин у навколишне середовище; пасивне охолодження, що дае змогу вщводити залишкове тепловидшення ВТВЗ шляхом природно! циркуляцп повггря вздовж БГК; мiнiмiзацiя потенцшного по-ширення радюактивного забруднення середовища внаслiдок виконання уих операцiй з паливом; застосування при перевантажувальних операцiях iз ВТВЗ у системi ВКЗ-ВВЕР апробованого транспортно-технолопчного облад-нання, яке використовують на вшх енергоблоках iз реакторами ВВЕР-1000 при перевантажувальних операцiях iз транспортним контейнером ВЯП
типу ТК-13; заповнення БГК гелiем створюе й пiдтримуе протягом усього пе-рюду зберiгання сухе, iнертне середовище та забезпечуе теплообмш; тран-спортування БГК в межах реакторного вщдшення у спещальному переванта-жувальному контейнерi; забезпечення стшкого вертикального розмiщення БГК iз ВТВЗ при транспортуваннi i збершанш.
Захиснi функцii ССВЯП забезпечуватимуть безпечне збершання ВТВЗ у вентильованих бетонних контейнерах не нижче, а за деякими параметрами навiть вище рiвня безпеки зберiгання ВТВЗ у басейнах витримки енергобло-кiв. Завдяки замш бороцинкового покриття комплектующих американського виробництва на епоксидне покриття вичизняного виробництва було усунено проблему видшення водню пiд час завантаження БГК.
Для мiнiмiзацii радiацiйного впливу на персонал та довкшьне середовище по периметру майданчика збер^ання ССВЯП було споруджено захисну стiнку товщиною 300 мм i висотою 6 м [11]. Параметри захисноi стiнки й термши ii спорудження було розраховано на основi оцiнних, прогнозних да-них. З метою уточнення проектних розрахунюв i розроблення робочого проекту захисноi стiнки пiд час введення в експлуатащю проводить постшний контроль радiацiйних характеристик навколо майданчика з контейнерами.
Потужнють дози у-випромшювання у контрольних точках на вщсташ 50 м вiд зовнiшньоi огорожi майданчика становить 0,11-0,12 мкЗв/г (1112 мкР/г), що вiдповiдае фоновим значенням [12]. Результати радiацiйного контролю проб води свердловин, стiчноi води, атмосферних опадiв i атмосферного повиря за весь перiод експлуатацп свiдчать, що вмiст радiонуклiдiв у район розташування майданчика ССВЯП вщповщае природному фону та рiвневi глобального забруднення.
Радiацiйний стан навколо контейнерiв загалом стабiльний. Через рiз-номаштшсть характеристик ВЯП, що завантажуеться до контейнерiв, сумар-на потужнiсть дози гамма та нейтронного випромшювання вщ центру вхщ-них вентиляцiйних каналiв змiнюеться у рiзних контейнерiв вщ 13,4 до 155,9 мкЗв/г (потужнють дози нейтронного випромшювання вщ боковоi по-верхнi ВКЗ фiксуеться на вщсташ не бiльше 1 м). Вщсутнють радiоактивного забруднення, iнертних газiв i аерозолiв пiдтверджуеться герметичнiстю кон-тейнерiв. Огляд зовнiшньоi поверхнi ВКЗ-ВВЕР за допомогою вiзуального та вимiрювального контролю засвiдчив, що за весь перюд експлуатацii ССВЯП неприпустимi дефекти бетону на поверхш ВКЗ-ВВЕР вщсутш Факти закупо-рювання вхiдних i вихiдних отворiв вентиляцiйних каналiв ВКЗ-ВВЕР впро-довж всього перiоду експлуатацп ССВЯП не спостершалися.
Аналiз температурного контролю за весь перюд експлуатацп ССВЯП продемонстрував, що максимально досягнута рiзниця температур повиря мiж виходом з вентиляцшних каналiв i навколишшм середовищем становила для ВКЗ-ВВЕР 59 °С, що нижче вiд межi нормальноi експлуатацii 61 °С [13].
На основi отриманих даних було оптимiзовано схему розташування контейнерiв на майданчику та розроблено робочий проект захисноi стiнки. Для забезпечення шдкритичносп ВКЗ розроблено методику виконання обгрунтувань ядерноi безпеки паливних завантажень ВКЗ з урахуванням гли-
