2.5. Образование жидких радиоактивных отходов на аэс
Жидкие радиоактивные среды образуются в процессе эксплуатации АЭС в системах реакторного отделения (РО) и спецкорпусов в результате контактов теплоносителей с ТВЭЛами (рис. 2.3.).
Рис. 2.3. Формирование жидких радиоактивных сред на АЭС.
Для очистки технологических сред от продуктов коррозии и химических примесей предусмотрены установки спецводоочистки (СВО), которые служат для обеспечения надежной и безопасной эксплуатации АЭС и защиты окружающей среды (таб. 2.6).
Таблица 2.6.
Назначение спецводоочисток и перерабатываемый на них объем воды за год, (блок 1000 мВт)
№ п/п |
Установка |
Назначение установки |
Объем воды, тыс. м3 |
1 |
СВО-2 |
Очистка продувочной воды 1 контура |
164,0 |
2 |
СВО-3 |
Очистка трапных вод |
9,15 |
3 |
СВО-4 |
Очистка боросодержащих вод |
41,30 |
4 |
СВО-5 |
Очистка продувочной воды 2 контура |
281,40 |
5 |
СВО-6 |
Очистка и регенерация борной кислоты |
5,25 |
6 |
СВО-7 |
Очистка вод спецпрачечной |
6,50 |
Работа оборудования АЭС и СВО сопровождается образованием радиоактивных стоков в виде:
воды дезактивации помещений, оборудования, трубопроводов;
радиоактивных дренажей;
сбросов пробоотборных линий;
собственных нужд СВО;
сбросов спецпрачечной, душевых, саншлюзов.
Все радиоактивные стоки собираются системой спецканализации под общим названием "трапные воды" и направляются для переработки на спецводоочистки СВО-3, СВО-7 (таб. 2.7).
Таблица 2.7.
Виды и количество жидких радиоактивных стоков (ЖРС).
Вид ЖРС и процесс |
Количество образующихся ЖРС, 10-3 (м3/(Мвт·час))/год |
|||
440 МВт |
1000 МВт |
|||
проект |
факт |
проект |
факт |
|
Неорганизованные протечки |
1,00 |
1,81 |
0,40 |
1,28 |
Дезактивация помещений |
2,73 |
0,65 |
0,37 |
0,36 |
Дезактивация съемного оборудования |
1,45 |
0,62 |
0,74 |
0,74 |
Сбросы душевых, саншлюзов, моек |
0,14 |
0,13 |
0,37 |
0,57 |
Сбросы спецпрачечной |
1,22 |
1,82 |
|
0,76 |
Сбросы лабораторий и пробоотбора |
0,99 |
0,36 |
1,00 |
0,32 |
Регенерационные растворы СВО |
0,73 |
2,06 |
1,41 |
1,22 |
Сбросы УГУ1-500М |
|
|
|
0,28 |
Регенерационные воды БОУ |
|
1,70 |
0,05 |
|
Повторная переработка ХЖО |
|
0,34 |
|
|
Опорожнение систем, протечка бассейна перегрузки |
|
0,24 |
0,35 |
0,42 |
Неучтенные протечки, 20% |
|
|
0,94 |
|
Итого трапных вод |
8,27 |
11,5 |
5,63 |
5,96 |
Кубовый остаток |
0,14 |
0,51 |
0,09 |
0,18 |
Фильтрующие материалы |
0,014 |
0,013 |
0,0045 |
0,0036 |
Этим обеспечивается минимизация хранимых ЖРО и возможность повторного использования очищенных вод.
Концентрированные жидкие радиоактивные отходы и кубовые остатки после выпарных аппаратов, с солесодержанием более 390,0 г/дм3 и незначительным содержанием шлама, при помощи монжусов, направляется в емкости кубовых остатков ХЖО для временного хранения перед переработкой на установках отверждения ЖРО.
Отработанные фильтрующие материалы установок СВО (ионообменные смолы в смеси с различными сорбентами и дисперсными осадками) транспортируются в емкости ХЖО, собираются и хранятся под слоем воды. Шламы трапных вод после отстаивания или центрифугирования направляются на отверждение.
Рис. 2.4. Схема формирования и переработки ЖРО на АЭС.
Таблица 2.8.
Объемы и характеристики ЖРО
Показатель |
Кубовый остаток |
Сорбенты |
Шламы |
Солевой плав |
||
440 МВт |
1000 МВт |
440 МВт |
1000 МВт |
|||
Количество накопленных ЖРО, 10-8 м3/МВт ·час |
2060 |
1840 |
196 |
106 |
0,306 |
6,65 |
Суммарная активность, 10-3 МБк/МВт·час |
250 |
490 |
|
|
0,101 |
1,32 |
Количество накопленных солей, т/МВт·час |
1,04·10-5 |
1,10·10-5 |
|
|
|
1,10·10-7 |
Радионуклидный состав, % |
|
|
|
|
|
|
Cs134 |
17,1 |
18,1 |
41,8 |
23,8 |
10,2 |
17 |
Cs137 |
77,0 |
78,2 |
54,8 |
75,8 |
32,1 |
81 |
Cs136 |
|
|
|
|
1 |
|
Co60 |
15,9 |
13,7 |
2,3 |
0,6 |
37,2 |
2 |
Аg110 |
|
|
|
|
12,3 |
|
Mn54 |
|
|
|
|
3,5 |
|
Nb95 |
|
|
|
|
3,3 |
|
Co58 |
|
|
|
|
0,3 |
|
Транспортная среда |
|
|
+ |
+ |
|
|
Химический состав |
H3BO3 K, NH3, NO3, Fe, Na, Cl, SO4 |
H3BO3 K, NH3, NO3, Fe, Na, Cl, SO4 |
|
|
|
|
Показатель рН среды |
10,3 |
10,8 |
8,2 |
8,9 |
|
|