- •Cодержание
- •Введение
- •Радиоактивные вещества и радиохимические процессы
- •1.1. Элементарные частицы
- •1.2. Протонно-нейтронный состав ядер
- •1.3. Радиоактивные распады и излучения
- •1.4. Законы радиоактивного распада
- •1.5. Радиоактивные семейства
- •1.6. Радиоактивное равновесие
- •1.7. Взаимодействие ядерного излучения с веществом
- •Вопросы для самопроверки
- •5. Радиоактивные распады и излучения.
- •Источники и классификация радиоактивных отходов
- •2.1. Ядерный топливный цикл
- •2.2. Источники радиоактивных отходов
- •2.2.1. Радиоактивные отходы ядерного топливного цикла
- •2.3. Классификация радиоактивных отходов
- •2.4. Газообразные выбросы аэс
- •2.5. Образование жидких радиоактивных отходов на аэс
- •Назначение спецводоочисток и перерабатываемый на них объем воды за год, (блок 1000 мВт)
- •2.6. Образование твердых радиоактивных отходов на аэс
- •2.7. Отходы, образующиеся при обращении с оят
- •Методы обращения с радиоактивными отходами на аэс
- •3.1. Цель и задачи обращения с рао
- •3.1.2. Стадии обращения с радиоактивными отходами
- •3.1.3. Выбор технологий с учетом технических факторов
- •3.1.4. Минимизация отходов
- •3.2. Очистка газообразных выбросов
- •3.2.1 Задачи систем вентиляции и газоочистки
- •3.2.2. Организация вентиляционной системы
- •3.3. Обработки жидких радиоактивных отходов
- •3.3.1. Способы разделения и концентрирования.
- •3.3.2 Основные стадии очистки жро
- •3.3.3. Отбор проб и экспресс-анализ основных характеристик жро
- •3.3.4. Реагентное выделение и осаждение радионуклидов
- •3.3.5. Сорбционные методы. Ионный обмен
- •3.3.6. Основы расчета адсорберов
- •3.3.7. Фильтрация через мембраны
- •3.3.8. Основы расчета мембранного разделения
- •3.3.9. Термическое концентрирование рао
- •Отверждение жидких рао
- •4.1. Глубокое упаривание радиоактивных солевых растворов
- •4.2. Иммобилизация отходов в битумы и полимеры
- •4.3. Иммобилизация радиоактивных отходов в цемент
- •4.4. Кальцинация
- •4.5. Остекловывания низко- и среднеактивных отходов
- •Глубокое упаривание радиоактивных солевых растворов.
- •Иммобилизация отходов в битумы и полимеры.
- •Иммобилизация радиоактивных отходов в цемент.
- •Переработка твердых рао
- •5.1. Предварительная обработка тро
- •5.2. Прессование тро
- •Переработка твердых рао.
- •Прессование тро.
- •Обращение с ядерным топливом
- •6.1. Хранение свежего ядерного топлива (ят)
- •6.2. Хранение отработавшего ядерного топлива
- •6.3. Переработка оят
- •Обращение с ядерным топливом.
- •Хранение отработавшего ядерного топлива.
- •Правовое регулирование обращения с радиоактивными отходами
- •7.1. Нормативно-правовое обеспечение
- •7.2. Основные нормативные документы
- •7.2.1. Нормы Радиационной Безопасности Украины (нрбу-97)
- •7.2.2. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности Украины
- •Приложения
- •Приложение 2. Пересчет активности радиоактивного вещества в массу
- •Приложение 3. Закон радиоактивного распада
- •Приложение 4. Выход радиоактивных веществ на аэс
- •Приложение 4.5. Нормативное поступление трапных вод в накопители при нормальной эксплуатации и перегрузке п 4.5.1. Режим нормальной эксплуатации
- •П4.5.2. Режим максимального единовременного слива в систему очистки трапных вод.
- •Трапные воды, образующиеся при эксплуатации аэс
- •Поступления трапных вод в межремонтный период, (блок 440 мВт)
- •Приложение 6. Словарь терминов
- •Литература
- •Основи поводження з радіоактивними відходами на атомних електростанціях
- •65044, Україна, м. Одеса, просп. Шевченка, 1, корп.5
2.4. Газообразные выбросы аэс
Радиационную обстановку вокруг АЭС формируют инертные радиоактивные газы (ИРГ) и изотопы йода, содержащиеся в вентиляционных газах (таб. 2.4).
Таблица 2.4.
Газообразные радионуклиды осколочного происхождения в вентиляционных газах (%).
Газ |
Форма |
Состояние |
Количество |
криптон |
газообразная |
молекулярный |
18 |
ксенон |
газообразная |
молекулярный |
15 |
йод |
аэрозольная |
радионуклиды, сорбированные на аэрозольных частицах |
2 — 4 |
газообразная |
основную массу составляет молекулярный йод (I2) |
8 — 10 |
|
органическое соединение |
йодистого метила (CH3I); трудно сорбируемого и обладающего высокой проникающей способностью через фильтры |
10 — 12 |
Аэрозольные выбросы содержат изотопы 89Sr, 90Sr, 134Cs и 137Cs, которые являются продуктами распада газообразных нуклидов.
Газоаэрозольные выбросы в окружающую среду от реакторов ВВЭР поступают дегазацией и испарением воды теплоносителя первого контура. Вода насыщается радиоактивными веществами в результате активации (3H,14C,41Ar) и непосредственного контакта с негерметичными оболочками ТВЭЛов (изотопы I, С, Kr, Xe, Sr, Ce, Ru).
Производительность РАСВ - 80000 м3/ч, СВР - 22500 м3/ч.
Система вентиляции для поддержания разряжения в гермозоне реакторного отделения (СВРРО) обеспечивает работу блока на мощности. Расход вентилируемого с очисткой воздуха - 3000 м3/ч.
Вытяжку из шкафов лабораторий осуществляет система ВШЛ, производительностью 3600 м3/ч.
Вентиляцию помещений маслосистемы и подпиточных насосов осуществляет система ВПМПН с расходом - 1700 м3/ч
Системы выбрасывают газы в вентиляционную трубу: без очистки от радионуклидов, с очисткой только от аэрозолей и с "двойной" очисткой - от аэрозолей и от йодов.
Системы, в которых не предусмотрена очистка газов, обслуживают помещения с незначительной активностью сред (переработки продувочной воды парогенераторов, доочистки дистиллята выпарных аппаратов, контрольных баков и т.д.), а также помещения, не содержащие оборудования с активными средами.
Вентиляционные системы с "двойной" очисткой обслуживают помещения, где возможны протечки активных сред, содержащих йод (СВО-3 и СВО-6, баков, выпарных аппаратов, вентиляционные камеры насосов, узла промежуточного хранения жидких радиоактивных отходов). Их производительность составляет 2000- 6500 м3/ч.
Потоки очищенного воздуха сбрасываются в атмосферу через вентиляционные трубы спецкорпуса и реакторного отделения, высотой Н=100 м.
Газоаэрозольные выбросы могут также попадать в атмосферу через выхлоп эжекторов турбины в систему охлаждения. Активность проникает во второй контур из первого с протечками теплоносителя первого контура через неплотности трубной системы парогенераторов. В конденсаторе турбины происходит отделение неконденсирующихся газов, которые затем отсасываются эжекционными установками.
При номинальном режиме работы блока, величина выброса радиоактивных веществ в атмосферу из венттрубы реакторного отделения определяется наличием неорганизованной протечки теплоносителя I контура в одном из помещений реакторного отделения и сдувов из технологического оборудования.
При расчете сдувов из технологического оборудования учитываются сдувки только из деаэратора продувки-подпитки. Сдувы от другого оборудования, из-за малости расхода и больших времен задержки на фильтре-адсорбере, обычно, не учитывают.
При расчете выбросов из спецкорпуса принимаются протечки в 20 помещениях спецкорпуса.
Во всех случаях учитывается выход РБГ из фильтров вентсистем при их появлении вследствие распада изотопов-предшественников.
Блок 440 Мвт
Блок 1000 МВт
Рис. 2.2. Схемы поступления радиоактивных веществ в воздушную среду при нормальной работе энергоблоков 440 и 1000 МВт.
Таблица 2.5.
Удельная активность газообразных выбросов в номинальном режиме.
Группа нуклидов |
Удельная активность, Бк/м3. |
||
реакторного отделения |
спецкорпуса |
выхлопа эжектора |
|
РБГ |
2,06×106 |
1,02×102 |
3,34×105 |
Аэрозоли |
7,07×102 |
7,33×102 |
0 |
Иод-131 |
5,22×10-1 |
1,83×10-3 |
2,63 |
Сумма |
2,06×106 |
8,36×102 |
3,34×105 |
