Баклушин Експлуатация АЕС 2011
.pdfпредотвращающих поступление радионуклидов в окружающую среду, в частности в грунтовые воды, в количествах, превышающих пределы, установленные санитарными правилами. Технические характеристики барьеров, например надежность гидроизоляции, обосновываются в проекте в соответствии с требованиями норм. В процессе эксплуатации АЭС контроль за состоянием ХТО производится систематически, во всяком случае – не реже 1 раза в месяц.
Конструкция и конструкционные материалы хранилища ТРО выбираются так, чтобы не только предотвращать недопустимый выход радионуклидов в окружающую среду, но и обеспечивать срок службы хранилища не менее срока эксплуатации самой станции. Кроме того, конструкция хранилища должна предотвращать попадание в ХТО воды. Если же это случилось, немедленно принимаются меры по ее удалению и переработке.
В хранилищах ТРО предусматриваются технические средства, обеспечивающие:
•дезактивацию внутренних поверхностей;
•осмотр, ревизию и извлечение ТРО из хранилища;
•дистанционное управление перемещением контейнеров с ТРО в случае повышенных мощностей эквивалентных доз;
•сбор и удаление влаги;
•пожаротушение и пожарную сигнализацию (для горючих ТРО);
•вентиляцию;
•радиационный контроль.
В необходимых случаях (например, в хранилищах ТРО с высоким уровнем активности) дополнительно предусматриваются:
•контроль температуры воздуха;
•контроль содержания водорода в воздухе хранилища;
•контроль содержания радионуклидов в воздухе хранилища;
•охлаждение размещенных в хранилище ТРО.
На территории вокруг хранилищ ТРО предусматриваются кон- трольно-наблюдательные скважины для отбора проб грунтовых вод. Количество и расположение этих скважин устанавливаются и обосновываются в проекте АЭС. При работе станции периодически контролируются режим грунтовых вод, уровень воды в контрольных скважинах, содержание радионуклидов в них.
221
Глава 4. ОБРАЩЕНИЕ С ЖИДКИМИ РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ
4.1.Общие положения
Кжидком радиоактивным отходам (ЖРО) относятся, как уже говорилось, не подлежащие дальнейшему использованию неорганические и органические жидкости, суспензии, эмульсии, пульпы и шламы, содержащие радиоактивные вещества в растворенной форме или в виде взвесей. Отходы считаются радиоактивными, если удельная активность радионуклидов в них более чем в 10 раз превышает значения уровней вмешательства при поступлении с водой, приведенные в НРБ-99 (приложение 2) [3], т.е. уровней активности, при превышении которых следует проводить защитные мероприятия.
При разработке систем обращения с ЖРО учитывают их особенности, не присущие твердым отходам, в том числе то, что жидкие отходы могут быть коррозионно или химически активны, что они обладают значительно большей мобильностью, подвижностью. Поэтому к хранению ЖРО, к транспортировке их подходят значительно жестче, чем в случае твердых отходов. По этой же причине
кстадии кондиционирования ЖРО применяют требование иммобилизации, т.е. ограничения подвижности радионуклидов.
Важно понимать следующее. В реакторных контурах, бассейнах выдержки ядерного топлива, других технологических системах АЭС содержатся сотни кубических метров радиоактивных теплоносителей и других радиоактивных сред, но они не являются отходами, поскольку используются и будут использоваться в технологическом цикле станции. К ЖРО относятся только неорганизованные протечки, дебалансные воды, различные отработанные дезактивирующие растворы, воды, остающиеся после регенерации или промывки ионообменных фильтров, воды после прачечных, душевых и т.п.
Для обеспечения радиационной безопасности АЭС радиоактивные воды, а тем более ЖРО, если их активность больше указанной выше величины, не должны попадать в окружающую природную среду и поэтому не могут сбрасываться в обычные системы кана-
222
лизации, водоемы и т.д. Для обращения с ними на станциях предусматриваются специальные системы и технические средства, а при эксплуатации используются методы, исключающие недопустимый выход активности. И хотя в заглавии раздела стоит обращение с ЖРО, иногда трудно отделить соответствующие меры и средства от обращения просто с радиоактивным теплоносителем или средой.
Обращение с ЖРО – это все виды деятельности, связанные со сбором, транспортированием, переработкой, кондиционированием, хранением и (или) захоронением их. Для безопасного выполнения этих операций в проекте АЭС предусматриваются:
•системы спецводоочистки (СВО);
•системы спецканализации (СК);
•хранилища для жидких и кондиционированных отходов. Именно эти системы и устройства, их особенности и режимы
работы будут рассматриваться в настоящей главе.
Излагаемый ниже материал опирается на нормативные документы Ростехнадзора [7–12], санитарного надзора [3–6] и концерна «Росэнергоатом» [15].
Хотелось бы обратить внимание на две особенности содержания настоящей главы.
Во-первых, в ней основное внимание уделяется системам и оборудованию, используемым на блоках с водоохлаждаемыми реакторами – ВВЭР и РБМК. Это объясняется, с одной стороны, бòльшим числом и разнообразием систем, использующих водный теплоноситель, соответственно бóльшим разнообразием ненужных водных растворов (отходов). А, с другой, тем, что на АЭС БН, где в 1-м и 2-м контурах используется натриевый теплоноситель, небольшие (килограммовые) количества отходов натрия, появляющиеся при ремонтах или мелких течах, сразу переводят в водный раствор щелочи. Далее с ним обращаются так же, как, скажем, на блоке ВВЭР обращаются с любым дезактивационным раствором.
Во-вторых, хотя темой пособия является обращение с ЖРО, опасность сброса жидких отходов с АЭС может быть связана не только с их радиоактивностью. Например, для уменьшения скорости коррозии в водный теплоноситель иногда вводят специальные добавки (гидразин и аммиак), которые сами по себе вредны для живых организмов, если их концентрация достаточно высока. Поэтому, даже если вода в технологических контурах не радиоактив-
223
на, перед сбросом необходимо проверить ее химический состав. Сбрасываемые воды должны соответствовать требованиям «Правил охраны поверхностных вод».
4.2. Источники ЖРО на АЭС
4.2.1. Причины появления радиоактивных жидкостей
Как уже говорилось в разделе 1.2, основной источник всех радиоактивных загрязнений на АЭС − реакторный контур. Радионуклиды появляются в нем за счет активации в нейтронном потоке в активной зоне реактора самого теплоносителя, естественных примесей и продуктов коррозии конструкционных материалов, а также за счет попадания в контур продуктов деления при разгерметизации оболочек твэлов. Наведенной активностью будет обладать и теплоноситель технологических систем, циркулирующих в нейтронном поле.
Назовем основные нуклиды, с которыми связана активность теплоносителей.
1.Активация собственно теплоносителя играет существенную
роль только для РУ БН. Собственная активность водного теплоносителя в современных реакторах достигает 3·109 Бк/кг (~0,1 Ки/кг),
анатрия – (2÷6)·109 ТБк/кг (5−9 Ки/кг).
2.Естественные примеси в реакторах, использующих водный
теплоноситель, включают в свой состав такие радионуклиды, как 24Na, 31Si, 38Cl, 42K и 45Ca. Все они, кроме натрия, являются
β-излучателями. Активность естественных примесей в воде составляет обычно ~106 Бк/кг (~10-4 Ки/кг). Биологически значимых среди них нет.
3. Продукты коррозии (ПК) конструкционных материалов вносят сравнительно небольшой вклад в активность – 104−105 Бк/кг (~10-5 Ки/кг). Однако через несколько суток после останова блока активность первого контура водоохлаждаемого реактора в основ-
ном определяется радионуклидами коррозионного происхождения:
51Cr, 54Mn, 58Co, 59Fe, 60Co, 63Zn.
Наиболее неприятным из них является кобальт 60Co, испускающий достаточно жесткое γ-излучение (~1,2 МэВ) и имеющий период полураспада 5,25 года. Из-за большого периода полураспада ко-
224
бальт как бы накапливается в теплоносителе, его активность доходит до 90% общей активности ПК. Меры борьбы – точное поддержание ВХР и использование конструкционных материалов с пониженным содержанием кобальта.
Продукты коррозии неравномерно распределяются по контуру: примерно 40−50 % образуют прочную пленку, плотно прилегающую к поверхности, около 40 % скапливается в виде осадка (шлама) в застойных зонах, зазорах, тупиковых участках трубопроводов
идругих подобных местах, 10−15 % удаляются системами очистки
итолько 0,1 % циркулирует вместе с теплоносителем.
4.Продукты деления (ПД) попадают в реакторный контур при нарушении герметичности оболочек твэлов. При газовой неплотности в воду через микродефекты оболочек диффундируют инертные газы (Xe, Kr) и летучие продукты деления (Cs, I, Ru), при прямом контакте – выходят твердые осколки и даже топливо. Поскольку от выхода ПД в значительной степени зависит безопасность АЭС, допустимая степень негерметичности ограничена (ПБЯ), цифры приведены в разделе 1.2.
Работы, направленные на повышение надежности твэлов, позволили добиться значительного уменьшения количества дефектных твэлов и, соответственно, выхода ПД в теплоноситель.
4.2.2. Источники ЖРО на АЭС и их характеристика
Исходя из сказанного выше, назовем источники ЖРО:
1.Продувочная вода реакторного контура и организованные протечки этого контура, вода бассейнов выдержки и перегрузки, вода опорожнения реакторных петель; они характеризуются наибольшей химической чистотой (солесодержание менее 1 г/л), но и наибольшей радиоактивностью.
2.Дезактивационные растворы, использованные при дезакти-
вации контуров, оборудования или отдельных деталей; они содержат радиоактивные окислы конструкционных материалов. Химический состав растворов целиком зависит от реагентов, используемых для дезактивации (применяемых щелочей и кислот). Солесодержание дезактивационных вод доходит до 25 г/л. Активность их зависит от материалов основных контуров и может доходить до
109−1010 Бк/л.
225
3.Продувочная вода парогенераторов двухконтурных устано-
вок (ВВЭР); эта вода имеет по сравнению с реакторной большее солесодержание, но меньшую радиоактивность, так как последняя определяется только протечками из первого контура. Поскольку величина протечек влияет на безопасность АЭС, она нормируется. Активность продувочных вод обычно не превышает 10 Бк/л.
4.Трапные и обмывочные воды. Трапные воды – это воды не-
организованных протечек или случайных проливов. Трапами – воронкообразными углублениями в полу, к которым подведены трубы спецканализации, – оборудуются все помещения технологических систем, мастерских или лабораторий. В трапы же сливаются и обмывочные воды, появляющиеся при дезактивации стен и полов помещений, в которых располагаются технологические системы с активным теплоносителем или оборудование для переработки ЖРО. При обмывке помещений обычно используются поверхностно активные вещества, которые и являются основным загрязнителем. Кроме них, в обмывочных водах присутствуют масло, ветошь, цементная пыль и другие производственные загрязнения. Если для обмывки используется обессоленная вода, то солесодержание об-
мывочных вод невелико (1−2 г/л), а активность составляет порядка
105 Бк/л.
5.Регенерационные и промывочные воды. Регенерационные воды появляются при обработке кислотой и щелочью фильтрующего ионообменного материала установок очистки радиоактивных вод для восстановления его обменной способности. Основные «загрязнители» – водорастворимые соли, кислоты и щелочи. Общее
солесодержание составляет до 50 г/л; активность – в среднем 106 Бк. Промывочные воды появляются в результате таких операций, как взрыхление фильтрующего материала водой, гидроперегрузка его, отмывка фильтрующего материала после регенерации.
6.Воды спецпрачечных и душевых. Это воды наименьшей ра-
диоактивности. Источник примесей в них − используемая техническая или водопроводная вода. Кроме того, в воде прачечных присутствуют моющие средства, тринатрийфосфат, кальционированная сода и другие вещества. Активность вод прачечных достигает 103 Бк в период ремонта, а обычно ниже допустимых значений. Воды душевых имеют активность еще более низкую благодаря большому разбавлению чистой водой.
226
Количество радиоактивных вод, их химический состав и ак-
тивность зависят от типа реакторной установки, организации вод- но-химического режима, надежности работы основного оборудования первого контура, культуры эксплуатации и ряда других причин.
Например, на АЭС с двумя энергоблоками ВВЭР-440 образуется, как уже упоминалось, около 20 000 м3/год трапных и обмывочных вод, а на АЭС с двумя реакторами РБМК-1000, использующими одноконтурную схему, количество трапных и обмывочных вод может достигать 80 000–100 000 м3/год [28]. На одноконтурных АЭС существенную добавку в объем трапных вод дают дренажные воды турбинного отделения, регенерационные растворы и промывочные воды с фильтров конденсатоочистки.
Кстати, после концентрирования радиоактивности с использованием систем СВО этот объем сокращается в 50−100 раз и составляет всего 300−400 м3/год для АЭС с ВВЭР-440 и 1000−1200 м3/год для РБМК-1000.
4.3. Принципы обращения с ЖРО
4.3.1. Цели обеспечения безопасности при обращении с ЖРО
Цели обеспечения безопасности при обращении с РАО применительно к ЖРО согласно [8]:
•обеспечение надежной защиты работников (персонала) и населения от радиационного воздействия ЖРО сверх установленных нормами радиационной безопасности уровней;
•обеспечение надежной изоляции ЖРО от окружающей среды, защита настоящего и будущих поколений, биологических ресурсов от радиационного воздействия сверх пределов, установленных нормами радиационной безопасности;
•предотвращение сбросов ЖРО в окружающую среду в коли-
честве, превышающем предельно допустимые величины. Для реализации этих целей используются принципы, подробно
рассмотренные в гл. 2 пособия и направленные на обеспечение приемлемой защищенности человека и окружающей среды. Однако целесообразно сформулировать и разъяснить их применительно именно к жидким средам и ЖРО.
227
4.3.2. Принципы обращения с ЖРО
В контурах современных мощных энергоблоков АЭС циркулируют, как упоминалось, сотни кубических метров высокоактивных теплоносителей. Примеси и другие продукты откладываются на стенках оборудования и трубопроводов, затрудняя ремонт. Поэтому требуется хотя бы периодическое удаление этих «загрязнителей». В то же время в случае реакторов ВВЭР или РБМК теплоноситель – это вода высокой чистоты (типа конденсата). Поэтому с точки зрения и экономики, и радиационной безопасности целесообразно очищать ее от радионуклидов и сохранять в технологическом цикле.
С другой стороны, жесткие требования к поддержанию заданного водно-химического режима (ВХР) в контурах РУ ВВЭР и РБМК приводят к необходимости постоянной очистки теплоносителя в этих контурах. При очистке из него удаляются естественные примеси и продукты коррозии конструкционных материалов, как раз и обладающие наведенной активностью. Таким образом, системы СВО, очищающие теплоноситель от примесей, фактически производят и его дезактивацию. Радионуклиды при этом концентрируются в ионообменных смолах или других фильтрующих материалах, имеющих объем на несколько порядков меньше, чем исходные воды.
Тем самым реализуются два принципа обращения с радиоактив-
ными жидкостями на АЭС: 1) возможно более полный возврат очищенных вод в технологический цикл и наименьший сброс очищенных вод в канализацию и 2) концентрирование радиоактивности в остатке по возможности наименьшего объема для захоронения его в минимально необходимых емкостях. Эти принципы используются при обращении не только с теплоносителем реакторного контура, но и с другими, химически более загрязненными водами и ЖРО. Они важны потому, что количество радиоактивных жидкостей и образующихся ЖРО на станции в несколько раз больше, чем, например, твердых отходов. Соответственно с точки зрения достижения целей, сформулированных выше, значительно возрастает значение возможности дезактивации исходных жидкостей и возврата их в технологический цикл.
228
Еще один принцип, реализуемый на АЭС при обращении с радиоактивными жидкостями, звучит так: раздельная очистка вод или ЖРО, различающихся по радиоактивности и физикохимическим показателям. Такое решение оправдывается тем, что в большинстве случаев облегчает обработку, упрощает схему конкретной системы СВО, предназначенной для переработки определенных категорий ЖРО.
Что касается контуров РУ БН, то очистка теплоносителя от наиболее значимых с точки зрения технологии примесей – кислорода и водорода – осуществляется в холодных фильтрах-ловушках, которые улавливают и некоторые из радиоактивных примесей, в частности тритий. Разработаны также специальные фильтры для удаления из потока натрия такого ПД, как цезий.
4.3.3. ЖРО и принцип глубоко эшелонированной защиты
Вглаве 2 не уделено достаточного внимания использованию при обращении с РАО стратегии глубокоэшелонированной защиты, особенно важной при обращении с ЖРО.
Впроцессе эксплуатации АЭС безопасность при обращении с любыми РАО технически обеспечивается за счет последовательной реализации стратегии глубоко эшелонированной защиты. Как известно, она предполагает: а) наличие ряда барьеров на пути выхода излучений или радиоактивных веществ в окружающую среду и б) систему организационно-технических мер, защищающих эти барьеры, предупреждающих их отказы или снижающих последствия нарушения герметичности последних.
Система барьеров при обращении с ЖРО включает в себя стенки сосудов (оборудования), контейнеров и трубопроводов, содержащие отходы, герметичные границы помещений и хранилищ, фи- зико-химическую форму кондиционированных ЖРО.
Система технических и организационных мероприятий в свою очередь включает:
•консервативный подход к проектированию, качество изготовления оборудования и его монтажа, подбор и подготовку эксплуатационного персонала;
•строгий учет и контроль образования и перемещения ЖРО на АЭС;
229
•технические средства, при помощи которых персонал может контролировать технологический процесс обработки, хранения или перемещения ЖРО, получать сигналы об отклонениях, управлять процессом и, наконец, воздействовать на раз-
витие ситуации при возникновении аварийных состояний. Собственно все указанные меры и средства разрабатываются и предусматриваются еще на стадии проекта. Именно полнота и правильность учета в проекте всех особенностей конкретной реакторной установки (РУ) обеспечивают успешность использования стратегии глубокоэшелонированной защиты и безопасность обращения
с любыми РАО при эксплуатации АЭС.
4.4. Классификация ЖРО
Согласно [9] ЖРО классифицируются в зависимости от:
• удельной активности и радионуклидного состава – на низкоактивные, среднеактивные и высокоактивные (см. раз-
дел 1.3);
•физических и химических свойств:
¾на гомогенные и гетерогенные;
¾на органические (масла, эмульсии масел в воде, растворы детергентов);
¾на неорганические, в том числе малосолевые водные растворы (с концентрацией солей менее 1 г/л), высокосолевые водные растворы (с концентрацией солей более 1 г/л), щелочные металлы, использованные в качестве теплоносителя.
В СП АС-03 [5] предлагается также классифицировать отходы по периоду полураспада – более 15 сут или менее 15 сут.
Отходы первой из названных категорий активности (низкоактивные) опасны только при попадании внутрь организма человека и поэтому должны быть локализованы так, чтобы в результате миграции по биологическим цепочкам они не могли попасть в организм человека в опасных количествах. Среднеактивные отходы опасны и как источник внешнего облучения, в связи с чем при работе с ними также необходима защита от проникающего излучения. Наконец, высокоактивные отходы имеют настолько высокую
230