Annual international nuclear forum nuclear power and environment

Национална нормативна база:

1. 
   Виенската Единна конвенция за безопасност при управление на отработено гориво и за безопасност при управление на радиоактивни отпадъци, подписана от Република България на 22 септември 1998г. във Виена, ратифицирана със закон на 10.05.2000г. (обн. ДВ, бр. 42 от 2000г.) и е в сила за Република България от 18 юни 2001г. (3);
   
2. 
   Закон за безопасно използване на ядрената енергия (обн., ДВ, бр. 63 от 28.06.2002г.);
   
3. 
   Закон за опазване на околната среда (обн., ДВ, бр. 91 от 25.09.2002г.);
   
4. 
   Наредба за безопасност при управление на радиоактивните отпадъци (обн., ДВ, бр.72 от 17.08.2004г.);
   
5. 
   Наредба за реда за издаване на лицензии и разрешения за безопасно използване на ядрената енергия (обн., ДВ, бр. 41 от 18.05.2004г.);
   
6. 
   Наредба за основните норми за радиационна защита (обн., ДВ, бр. 73 от 20.08.2004г.).
   

SS-115	International Basic Safety Standards for Protection against	1996
	Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources
111 - F	The Principles of Radioactive Waste Management	1995
111-G-1.1	Classification of Radioactive Waste	1994
111-G-3.1	Siting of Near Surface Disposal Facilities	1994
111-G-4.1	Siting of Geological Disposal Facilities	1994
NS-G-2.7	Radiation Protection and Radioactive Waste Management in the Operation of Nuclear Power Plants	2002
WS-R-1	Near Surface Disposal of Radioactive Waste	1999
WS-R-2	Predisposal Management of Radioactive Waste, including Decommissioning	2000
WS -G-1.1	Safety Assessment for Near Surface Disposal	1999
WS -G-2.5	Predisposal Management of Low and Intermediate Level Radioactive Waste	2003
GS-R-1	Legal and Governmental Infrastructure for Nuclear, Radiation, Radioactive Waste and Transport Safety	2000
GS-R-2	Preparedness and Response for a Nuclear or Radiological Emergency	2002
WS -G-2.3	Regulatory Control of Radioactive Discharges to the Environment	2000
WS -G-2.4	Decommissioning of Nuclear Fuel Cycle Facilities	2001
RS -G-1.2	Assessment of Occupational Exposure due to Intakes of Radionuclides	1999
RS -G-1.3	Assessment of Occupational Exposure due to External Sources of Radiation	1999
Ts-R-1	Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material	2000
TS-G-1.2	Planning and Preparing for Emergency Response to Transport Accidents Involving Radioactive Material	2002

II. ОСНОВНИ ЕТАПИ В БЕЗОПАСНОТО УПРАВЛЕНИЕ НА РАДИОАКТИВНИТЕ ОТПАДЪЦИ

1. 
   Етап “Преди погребване”:
   
   1. 
      Обработване
      
      1. 
         Предварително преработване
         

Сортиране

Химическа обработка

Дезактивация

2. 
   Преработване
   

Намаляване на активността

Промяна на състава

2. 
   Кондициониране
   

Опаковане

Преопаковане

1. 
   Складиране
   
2. 
   Транспортиране
   
1. 
   Етап “Погребване”.
   

Приложимостта на всеки един от етапите на управление на РАО зависи от конкретните характеристики на РАО.

III. СEГАШНО СЪСТОЯПИЕ НА УПРАВЛЕНИЕТО НА РАО

Класификация на РАО.

При експлоатацията на АЕЦ “Козлодуй” се генерират РАО, който имат разнообразен физикохимичен и радиохимичен състав.

По своето агрегатно състояние те са газообразни, твърди и течни.

1. Газообразните РАО, които се генерират в процеса на експлоатация на централата се очистват през специалните вентилационни и очистващи системи на всеки блок. Измерва се и се контролира съдържанието на радионуклидите в тях и очистени през система от филтри се освобождават в околната среда, като разрешени от регулиращия орган емисии.

2. Твърдите РАО, които се генерират в АЕЦ “Козлодуй” в преобладаващата си част са ниско и средно активни краткоживущи, съгласно терминологията на МААЕ (LILW - SL). Това са отпадъците, които се генерират в контролираната зона на АЕЦ “Козлодуй” с широк спектър на наименования и характеристики.

Във връзка с приетите методи за преработване на отпадъците в СП “РАО – Козлодуй” и в съответствие с чл.7 и чл.5, ал.2 на Наредбата за безопасност при управлението на РАО, са въведени допълнителни категории РАО, свързани с оперативно измеряеми параметри.



Допълнителни категории твърди РАО:

2-І – категория – мощност на еквивалентната доза- 0,001 – 0,3 mSv/h, измерена на 0,1m от повърхността им;

2-ІІ – категория – мощност на еквивалентната доза- 0,3 – 10 mSv/h, измерена на 0,1m от повърхността им;

2-ІІІ – категория – мощност на еквивалентната доза- над 10 mSv/h, измерена на 0,1m от повърхността им.

Твърдите РАО от всяка категория се характеризират като такива, които могат да се пресоват (текстил, топлоизолация, полиетилен и др.) и такива, които не могат да се пресоват (метал, дърво, строителни материали и др.).

3. Течните РАО са т.н. кубов остатък (КО), получен след изпаряване в изпарителните инсталации на спецводоочистка (СВО) № 3 на енергоблоковете,.на радиоактивно замърсени води (от дезактивацията на оборудване и помещения, р/х лаборатории, регенерацията на филтрите на СВО и др.)

Допълнителни категории течни РАО:

2-Н – категория със специфична бета – гама активност до 3,7 Е + 5 Bq/l;

2-С – категория със специфична бета – гама активност от 3,7 Е + 5 Bq/l до 7,2 Е + 7 Bq/l;

2-В- категория със специфична бета – гама активност над 7,2 Е + 7 Bq/l.

Течните РАО от всяка категория се охарактеризират като:

Водни концентрати – кубов остатък (КО);

Йонообменни смоли;

Утайки и шлакове;

Масла.

Утайките, шламовете и маслата са сравнително малко, като обем. Те и отработените йонообменни смоли само се съхраняват в проектно изградените хранилища, не се преработват.



РАО могат да бъдат класифицирани още като:

• 
  негорими;
  
• 
  горими.
  

От всички течни РАО най - голям обем имат водните концентрати - Кубовия остатък.

Стратегическите и практическите цели на безопасното управление на РАО в СП “РАО – Козлодуй” са постигане и поддържане на високо ниво на безопасност при управлението им основано на горецитираните принципи на МААЕ за управление на РАО и на принципа ALARA.

Основните цели на управлението на РАО са намаляване на количествата на образуваните РАО, привеждането им във форма подходяща за по – нататъшно дълговременно съхранение и погребване, минимизиране на крайния обем РАО за погребване в национално хранилище.

Приемането на РАО от АЕЦ “Козлодуй” и безопасното им управление се осъществява в Специализираното поделение “РАО – Козлодуй” на Държавното предприятие “Радиоактивни отпадъци” (ДП “РАО”), гр. София.

ДП “РАО” е създадено на основание на Закона за безопасно използване на ядрената енергия от 01.01.2005г. с правителствен акт – Решение № 992 от 14.12.2004г. на Министерски съвет. Предприятието е в структурата на МИЕ.

На 29.04.2005г. Агенцията за ядрено регулиране издаде Лицензия Серия Е, Регистрационен № 01740 за експлоатация на съоръжение за управление на радиоактивни отпадъци чрез специализирано поделение “Радиоактивни отпадъци – Козлодуй”. Поделението е правоприемник на Комплекса за преработване и съхраняване на РАО на площадката на АЕЦ “Козлодуй”.

Лицензията се издава за правото да се използват основните обекти на СП “РАО – Козлодуй” за безопасно управление на РАО, а именно:

1. 
   Цех за преработка на РАО (ЦПРАО);
   
2. 
   Склад за съхраняване на РАО (ССРАО);
   
3. 
   Площадка “Варово стопанство”.
   

Основните дейности по управление на РАО са:

• 
  предварителна преработка на твърди РАО, включваща отбиране, сортиране, поставяне в полиетиленови опаковки (чували), раздробяване и дезактивация на металните;
  
• 
  преработване на твърди РАО, включително опаковане в 200 литрови варели, предпресоване с 50 тонна преса, сканиране (измерване на радионуклидите и активността им) и пресоване с 910 тонна преса;
  
• 
  преработка и кондициониране на течни РАО по метода на циментирането;
  
• 
  кондициониране на течни и суперпресовани твърди РАО чрез опаковане в стоманобетонови контейнери (СтБК);
  
• 
  съхраняване на РАО, предназначени за преработване;
  
• 
  съхраняване на преработени и кондиционирани РАО;
  
• 
  производство на СтБК и др.
  

Цехът за преработване на РАО включва в себе си:

1. 
   Линия за преработване на твърди РАО, въведена в експлоатация през 2001г.
   
2. 
   Линия за преработване и кондициониране на течни РАО, въведена в експлоатация през 2003г.
   
3. 
   Установка за дезактивация на метални РАО, въведена в експлоатация през 2006г.
   

Складът за съхранение на кондиционирани РАО е въведен в експлоатация през 2001г.

Кратко описание на технологиите за преработка на РАО

Като цяло комплексът технологии за преработване на РАО обхваща всички дейности, необходими за преработката и временното съхранение на преработените РАО, така както са изложени по – долу в тяхната логическа последователност и връзка:

а) извличане на течни РАО от СК –2 и 3;

б) транспортиране на течни РАО до цеха за преработка;

в) подготовка на течни РАО за циментиране;

г) извличане на твърдите РАО от хранилището в района на ОРУ;

д) извличане на твърдите РАО от хранилищата в СК;

е) транспортиране на твърдите РАО до цеха за преработка;

ж) сортиране и пресоване на твърдите РАО;

з) запълване на контейнери с пресовани твърди РАО;

и) концентриране на течните РАО и приготвяне на циментова смес;

й) заливане на контейнерите с циментова смес;

к) събиране, предварително сортиране и транспортиране до цеха на новогенерирани твърди РАО;

л) транспортиране на запълнени контейнери.

По – специално за преработката на течни РАО – кубов остатък е реализирана следната схема:

На откритата част на СК –2 е изградена надстройка, а плътно до западната му фасада– помещение (транспортен коридор) за приемане на специализираната автоцистерна за транспорт на течни РАО.

Кубовият остатък, натрупан в съответния БКО в СК – 2 се извлича със система за извличане на КО от БКО на СК-2 в специализираната автоцистерна.

Транспортирането на КО от СК –2 до ЦПРАО става с помощта на автоцистерната, чиито обем е 12 m³ .



Транспортирането на КО от СК –3 до ЦПРАО става посредством тръбопровод и помпи в двата резервоара (работен и резервен) за неконцентриран КО.

Процесът на преработка се реализира от комплекс съоръжения, изцяло разработени и доставени по Договор № 594038/ 25.10.1991г. с фирма Уестинхаус.

Опаковане на кондиционирани РАО

За опаковка на преработените суперпресовани твърди и кондиционираните течни РАО се използва Стоманобетонов контейнер (СтБК) с капацитет 5 m³ .

СтБК е лицензиран от регулиращия орган за транспортиране и съхраняване на кондиционираните РАО. Той е разработка на АЕЦ “Козлодуй”. СП “РАО – Козлодуй” е правоприемник на СтБК и произвежда СтБК със собствени кофражна форма, материали, консумативи и др., в наето под наем производствено хале и с нает с граждански договор изпълнителски персонал с висока професионална квалификация и голям производствен опит още от 1991г.

СтБК с кондиционираните РАО се съхраняват в изградения до ЦПРАО ССРАО на площадката на АЕЦ “Козлодуй” и подлежат на погребване без допълнително отработване.

Основна задача на управлението на РАО е минимизирането на активността на генерираните РАО и на обема на подлежащите на погребване РАО. За решаване тази основна задачи на управлението на РАО са планирани за изпълнение следните дейности:

1. 
   Разделяне на различните потоци РАО;
   
2. 
   Недопускане на необосновано радиоактивно замърсяване на чисти материали, използвани в контролираната зона;
   
3. 
   Внедряване в практиката на СП “РАО-Козлодуй” на нови методи и технологии за преработване на РАО, като дезактивация на металните РАО и тяхното третиране като скраб, намаляване на обема и на активността на РАО, промяна на състава и т.н.;
   
4. 
   Повторно използване, включително рециклиране на радиоактивно замърсените материали след повторно обработване;
   
5. 
   Обосноваване на практики за освобождаване от регулатора контрол в съответствие с нормативните изисквания;
   
6. 
   Усъвършенстване на конструкцията на СтБК, с цел намаляване на операциите с него и намаляване на дозовото натоварване на персонала;
   
7. 
   Охарактеризиране на състава на радионуклидите на кубовия остатък с цел усъвършенстване на технологиите за извличане от хранилищата (БКО) в Спецкорпусите на блоковете и др.
   

1. 
   Закон за безопасно използване на ядрената енергия, обн., ДВ, бр. 63 от 28.06.2002г.;
   
2. 
   The Principles of Radioactive Waste Management IAEA Safety Fundamentals, Safety Series 111- F, Vienna, 1995;
   
3. 
   Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management, Vienna, September 22, 1998.