Таблица 8.3.

Эффективность различных систем обработки газообразных отходов для благородных газов на pwr электрической мощностью 1000 мВт

Источник выброса	Годовой выброс Ки
Системы обработки газообразных отходов: без обработки после задержки в емкости с активированным древесным углем 72 дня для ксенона, индия и криптона Хранение в газгольдере 60 дней 90 дней Другие источники (оценки): защитные оболочки вспомогательный корпус	316000 329* 412* 306* 88* 10**

* — из этого количества примерно 300 Ки дает ⁸⁵Kr

** — при полной утечке 0.00473 м³/с

Разбавление и рассеивание уменьшает концентрацию радиоактивных газов в атмосфере вокруг АЭС до очень низких допустимых уровней (⁸⁵Kr — 3,710^–4 Бк/л). Значения газогорящих выбросов от 1000-мегаватного BWR приведены в таблице 8.4.

Таблица 8.4

Эффективность различных систем обработки газообразных отходов для благородных газов на bwr электрической мощностью 1000 мВт.

Источник выброса	Годовой выброс Ки
Системы обработки газообразных отходов: c 30-минутной задержкой с контактным аппаратом, с задержкой в активированном угле** (80 дней — задержка для Xe, 2,7 дня — задержка для Kr) Другие источники: защитная оболочка вспомогательный корпус машинный зал хранилище радиоактивных отходов отсос из уплотнений турбины механические вакуумные насосы	1 260 000* 282 125 373 3637 1144 5652 1800

* — из этого количества 240 Ки ⁸⁵Kr

** — для системы с 21800 кг угля, работающей при Т = –180С, точка росы –290С и расходом воздуха 36 м³/ч.

В системе удаления газообразных отходов BWR имеется контактный аппарат для превращения кислорода и водорода в воду. После 30-минутной задержки влага удаляется в результате конденсации при температуре на несколько градусов выше точки замерзания. Перед выбросом с АЭС газы дополнительно задерживаются в угольном фильтре. При такой технологии обработки газовый выброс от BWR составляет 10% допустимого значения.

В PWR первый контур находится под давлением водорода, что вызывает непрерывную рекомбинацию радиолитических кислорода и водорода в воду. Для обработки воздуха и уменьшения концентрации водорода на американских АЭС используются контактные аппараты. Контактный аппарат — стальной бак с заменяемым вкладышем или слоем, содержащим химический катализатор. Он представляет собой мелкие частицы платины или палладия, нанесённые на металлические пластины или керамику, подобную таблеткам из оксида алюминия. Лучшие характеристики контактного аппарата получаются при температурах от 120 до 480С в зависимости от расхода на единицу поверхности. Чтобы исключить опасность неконтролируемого загорания, объёмная доля водорода в поступающем в аппарат газе должна поддерживаться ниже 4%.

В американской системе удаления газообразных отходов для очистки выбрасываемого в атмосферу газа от радиоактивных примесей широко используется процесс фильтрации. Три фильтра включают последовательно: фильтр грубой очистки со слоем стекловолокна, угольный фильтр для поглощения галогенов, в первую очередь радиоактивного йода, и высокоэффективный аэрозольный фильтр ионной очистки.

Грубый фильтр обычно используется первым на пути потока для продления полезного срока службы фильтра тонкой очистки.

Для защиты от йода предусмотрены специально спроектированные фильтры. Они содержат активный уголь, поглощающий йод, и размещаются до и после аэрозольных фильтров. Таким образом фильтрация обеспечивает необходимую обработку больших объёмов воздуха из защитной оболочки и вспомогательных зданий.

Рис. 8.5. Схема обработки и удаления газообразных отходов АЭС с легководным реактором типа ВВЭР или РБМК:

Г — фильтр грубой очистки; А (И) — аэрозольный (йодный) фильтр; РХС — радиохроматографическая система очистка газов.

Отечественная система очистки газообразных выбросов АЭС от радиоактивных газов (рис 8.5) включает в себя следующие виды очистки: от паров воды и водорода, от аэрозолей на аэрозольных фильтрах и йода на йодных угольных фильтрах.

Для уменьшения активности выбрасываемых газов на АЭС осуществляется также как и на американских станциях их временная задержка перед выбросом в трубу, в течение которой происходит распад короткоживущих радионуклидов. Для этого газы либо на определённое время заканчивают в специальные газгольдеры, либо пропускают через радиохроматографическую систему (РХС) очистки газов. Основной элемент этой системы — фильтр-адсорбер, заполненный активированным углём. Благодаря динамической адсорбции в угле происходит временная задержка газов при их прохождении через РХС в течение времени от нескольких суток до нескольких десятков суток в зависимости от конструкции РХС, условий эксплуатации, массового числа радионуклида. Так адсорбер с рабочим объёмом 20 м³ обеспечивает задержку ксенона на 42 сут. и криптона на 3,5 сут. Адсорбер объемом 40 м³ задерживает криптон в течение 10 суток. Временная задержка газообразных отходов во много раз уменьшает их активность, что эквивалентно улавливанию значительной части радионуклидов.

Дополнительным источником газообразных отходов на АЭС служит вентиляция основных и вспомогательных помещений станций. Перед выбросом через трубу поток вентилируемого воздуха подвергается очистке на аэрозольных и иодных фильтрах. Если удельная активность этого воздуха из вспомогательных помещений невысока, то можно проводить его выброс, минуя систему очистки.

Существенное различие между реакторами ВВЭР (BWR) и ВВЭР (PWR) с точки зрения образования радиоактивных отходов заключается в том, что из-за замкнутости первого контура ВВЭР (PWR) время пребывания в нем радиоактивных веществ немного больше, чем в открытом первом (и единственном) контуре ВВЭР (BWR). Поток из воды из первого контура ВВЭР в систему безопасной очистки или в виде протечек относительно мал, поэтому период полувыведения радиоактивных газов из первого контура довольно большой: от нескольких часов до нескольких суток в зависимости от типа реактора конструкционных особенностей и режима работы.

В кипящем реакторе РБКМ или BWR газы переходят из воды в пар и довольно быстро (примерно за 30 мин) выходят из контура через эжектор конденсатора. Поэтому на АЭС с реакторами этого типа временная задержка газов перед выбросом через трубу и имеет более важное значение, чем на АЭС с реакторами ВВЭР или PWR.