Баклушин Р.П. Эксплуатация АЭС часть I Работа АЭС в энергосистемах; часть II Обращение с радиоактивными отходами

конденсат, содержащий до 50 мг/л масла, поступает в маслоотстойник. После отделения масла конденсат возвращается на очистку, а масло закачивается в битуматор.

Битумные монолитные блоки надежно фиксируют в себе радиоактивные вещества и могут длительное время храниться в любых хранилищах твердых отходов. Скорость выщелачивания при кон-

251

такте с водой составляет 2,5·10−5 г/см2·сут. Однако при поглощенных дозах выше 108 Гр нарушается химическая структура материала, повышается эластичность, уменьшается температура вспышки. Поэтому битумированию подвергаются концентраты с уровнем активности не более 3,7·1011 Бк. Если ЖРО имеют высокую удельную активность, то перед битумированием они разбавляются низкоактивными отходами.

Установки для битумирования ЖРО производительностью 200– 600 л/ч предусматриваются в проектах всех отечественных АЭС.

Остекловывание

При этом способе отверждения отходы помещаются в матрицу из боросиликатного или другого стекла. Были разработаны стекловидные композиции, позволяющие включить в себя РАО. Стекла выдерживают нагревание и излучение отходов без ухудшения свойств. В воде они растворяются очень медленно, в течение многих тысяч лет.

Жидкие отходы поступают в установку, где нагреваются, обезвоживаются и превращаются в порошок. Этот порошок на следующем шаге обработки смешивается со стеклообразующими добавками (фосфорной кислотой или боросиликатным флюсом). Затем смесь сплавляется и сиропообразный продукт выливается в контейнер из нержавеющей стали. После охлаждения и затвердевания остеклованных отходов контейнер с этой массой закрывается и дезактивируется снаружи. После этого он готов к длительному хранению и окончательному захоронению. Типичный стеклянный блок имеет диаметр ~ 30 см и высоту от 1 до 3 м. Продукты деления составляют около 20 % массы блока.

Остекловывание связано с использованием сложного оборудования, работающего при высоких температурах (до 1300–1500 °С), поэтому оно рационально только для отверждения высокоактивных отходов, получающихся при переработке облученного ядерного топлива.

4.7.4. Переработка органических жидкостей

Горючие органические жидкости – масла, растворители и т.п. – собираются в поддоны, затем в отдельные емкости и сжигаются в

252

специальных установках с очисткой образующихся газов от радиоактивных и других вредных веществ (см. раздел 3).

4.7.5. Переработка и кондиционирование пульп и шламов

Высокорадиоактивные кубовые остатки после выпарных аппаратов и ионообменные смолы с сорбированными ими нуклидами, объемы которых очень малы в сравнении с исходными ЖРО, а также пульпы перлитов и активированного угля собираются в отдельные емкости в хранилищах жидких отходов (ХЖО). Для справки, количество отработавших свой ресурс ионообменных смол на крупных АЭС достигает 250–300 м3/год.

Ранее они отстаивались в ХЖО. При этом за счет естественного уплотнения осадка объем пульпы сокращался почти в 10 раз. Вода отсасывалась, очищалась и возвращалась в цикл. В настоящее время пульпы отверждаются в соответствии с описанными выше технологиями.

253

Глава 5. ОБРАЩЕНИЯ С ГАЗООБРАЗНЫМИ ОТХОДАМИ

5.1. Требования нормативных документов

Допустимые пределы воздействия ионизирующего излучения на человека устанавливаются, как уже говорилось в гл. 2, «Нормами радиационной безопасности (НРБ)». Для населения (людей, проживающих вблизи АЭС, но не работающих профессионально с источниками излучения) в действующих НРБ-99 [3] в качестве нормируемой величины воздействия – предела дозы – установлена эффективная доза 1 мЗв/год в среднем за любые последовательные пять лет, но не более 5 мЗв/год. Квоты на выбросы и сбросы при нормальной эксплуатации АЭС были представлены в табл. 2.1.

Исходя из этой величины, в СП АС–03 [5] для АЭС установлены допустимые нормы газоаэрозольных выбросов (как и сбросов жидких радиоактивных веществ) в окружающую среду. В частности, определены значения годовых допустимых выбросов (ДВ) для биологически значимых радионуклидов для АЭС с реакторными установками различных типов (табл. 5.1) с учетом их особенностей в части соотношения активностей нуклидов в выбросе и условий выброса (высоты вентиляционных труб).

*Напомним, что 1 ГБк = 109 Бк = 27 мКи.

При определении этих ДВ учитывается тот факт, что основной вклад (свыше 98 %) в дозу облучения населения в режиме нормальной эксплуатации АЭС вносят инертные радиоактивные газы

254

(ИРГ – аргон, криптон, ксенон) и радионуклиды 131I, 60Co, 134Cs, 137Cs, а для реакторов типа БН – 24Na. «Нормирование и контроль активности других радионуклидов, обнаруживаемых в выбросах АС, нецелесообразен ввиду их пренебрежимого вклада в дозу об-

лучения» ([9], п. 5.12).

Соблюдение установленных СП АС-03 значений ДВ гарантирует, что доза облучения лиц из критической группы населения за счет газоаэрозольных выбросов АЭС при нормальной эксплуатации не превысит 10 мкЗв/год. Соответственно предельные ДВ (ПДВ) для действующих АЭС устанавливаются на уровне 20 ДВ, а для проектируемых и строящихся – на уровне пяти ДВ. Кстати, значение ПДВ является пределом безопасной эксплуатации АЭС и в качестве такового вносится в технологический регламент каждого блока.

СП АС предполагают установление определенного запаса по выбросам (и сбросам) радиоактивных веществ в окружающую среду. Это означает, что станции должны работать с выбросами меньшими предельно допустимых. Для текущего контроля выбросов для каждой АЭС не зависимо от числа действующих энергоблоков на ее площадке устанавливаются контрольные уровни (КУ) выбросов за сутки и за месяц. Значения КУ выбросов за эти промежутки времени приведены в табл. 5.2 и 5.3.

Примечание: в отдельные месяцы допускается выброс радионуклидов, превышающий КУ до трех раз, при условии, что не будет превышен годовой ДВ.

255

Следует обратить внимание на то, что в этих таблицах радионуклиды фактически разделены на нуклиды месячного и суточного нормирования. А поскольку выброс АЭС формируется случайным образом, то СП АС разрешают в отдельные месяцы или дни превысить контрольные уровни, при условии, что суммарный выброс соответственно за год или квартал не превзойдет допустимого.

*Только для АС с БН.

Примечание: в отдельные дни или несколько дней допускается выброс радионуклидов, превышающий КУ в 10 раз, при условии, что не будет превышен КУ за квартал.

Выше говорится о воздействии ГРО на население, но от них должен быть защищен и персонал, работающий на АЭС. Эти две проблемы решаются параллельно, часто одними и теми же техническими средствами.

5.2. Источники газовых радиоактивных отходов

5.2.1. Общие положения

Работа АЭС связана с образованием радиоактивных нуклидов. Наибольший вклад в газовые радиоактивные отходы вносят нуклиды, находящиеся в той или иной форме в жидком теплоносителе или в газообразной фазе. В дальнейшем будет сделан более детальный анализ возникновения и поведения различных радионуклидов в схемах станции. Сейчас же на примере реакторов с водным теплоносителем остановимся на образовании двух групп ГРО, упоминавшихся в разделе 1.2, а именно: на образовании отходов в результате технологических сдувок и вентиляции помещений блока.

256

Технологические сдувки

Технологический процесс на АЭС требует постоянного удаления из теплоносителя присутствующих в нем газов (не только радиоактивных!). Газы, находящиеся в теплоносителе, ухудшают, иногда нарушают работу систем и поэтому должны удаляться – отсасываться эжекторами, периодически сдуваться и т.п. При этих процессах из контура охлаждения активной зоны реактора или вспомогательных технологических систем удаляются не только радиоактивные и неактивные газы, но и захватываемые потоком газа капельки жидкости, и даже твердые микрочастицы, содержащие радионуклиды. Эти нуклиды удаляются из контура также при других нормальных технологических операциях (например, при выводе теплоносителя в системы очистки, перемещении его в запасные баки, отборе проб на анализы, и, наконец, как результат организованных протечек). Во всех таких случаях теплоноситель при снижении его давления и температуры дегазируется, образуя газообразные отходы.

Отводимые из контура или технологического оборудования газы и образуют технологические сдувки. Обычно они состоят из азота и водорода и содержат примеси водяного пара и газообразных продуктов деления и активации – радиоактивные изотопы криптона, ксенона и аргона. На АЭС с реакторами ВВЭР выход этих газов составляет 4−70 м3/ч, на АЭС с РБМК – до 300−350 м3/ч. Активность их достаточно велика, и поэтому перед выбросом в атмосферу они должны подвергаться очистке, точнее – выдержке для снижения активности за счет естественного распада.

Поскольку в газах содержится водород, то перед выдержкой они пропускаются через устройства, сжигающие его, или разбавляются азотом до взрывобезопасных концентраций.

Вентиляционные выбросы

При неорганизованных протечках в помещения станции, в которых расположено оборудование радиоактивных контуров, в больших или меньших количествах вытекает теплоноситель, в результате чего образуются аэрозоли. Теплоноситель поступает в помещения в паровой или парожидкостной фазе. Часть его осаждается на поверхностях оборудования, полу и стенах помещения, затем высыхает и впитывается поверхностями, а другая часть образует

257

аэрозоли. В начальный момент это гидроаэрозоли, по мере высыхания они становятся твердыми. Часть гидроаэрозолей коагулирует с частицами пыли, часть – друг с другом и оседает на пол и стены помещения. Летучие радиоактивные вещества, выделяясь из теплоносителя, сорбируются пылью. Таким образом, в воздухе технологических помещений в аэрозольной форме присутствуют радионуклиды продуктов коррозии и деления, а также продуктов активации. Надо отметить, что процессы образования и переноса аэрозолей достаточно сложны и не до конца изучены. Плохо изучены и факторы, которые на эти процессы влияют.

Среди радионуклидов, попадающих в помещения при неорганизованных протечках, из-за биологической значимости выделяют иод, который может находиться в различных физико-химических и агрегатных состояниях (в молекулярной или аэрозольной формах, в виде органических соединений). Соотношение между физикохимическими формами и агрегатными состояниями также зависит от разных факторов. Все эти обстоятельства приходится учитывать при выборе схем очистки ГРО.

Радиоактивные аэрозоли и изотопы радиоактивного иода удаляются из помещений станции вентиляционными системами, работающими на выброс или по схеме рециркуляции.

Об активности ГРО

Активность ГРО водоохлаждаемых реакторов обусловлена в основном короткоживущими радионуклидами. Они влияют на формирование радиационной обстановки внутри здания АЭС, но из-за быстрого распада не представляют опасности при возможном выходе в окружающую среду. К радиоактивному загрязнению среды может привести только выход радионуклидов, период полураспада которых больше нескольких минут или даже часов – в зависимости от физико-химических свойств и особенностей поведения в биосфере. Содержание в ГРО таких биологически значимых нуклидов нормируется, как это описано в предыдущем разделе.

В реакторных установках типа БН опасность с точки зрения появления газоаэрозольной радиоактивности представляют течи и последующее горение натрия с образованием плотного дыма из аэрозолей оксида натрия Na2O. При горении в атмосферу выделяются и радионуклиды, содержащиеся в теплоносителе. Однако

258

случаи течей и тем более горения радиоактивного натрия крайне редки, поскольку даже при течи его из контура загорания может и не быть.

На активность ГРО при нормальной работе АЭС оказывает влияние значительная временнáя задержка перед выбросом радионуклидов в венттрубу, в результате которой биологически значимые короткоживущие нуклиды в основном распадаются прежде, чем попадают в биосферу. Однако в аварийных ситуациях эта задержка может отсутствовать.

5.2.2. Продукты деления (ПД)

Кратко вопросы образования и распространения РАО затрагивались в разделе 1.2. Дополним эти положения в части, касающейся ГРО.

Итак, при делении ядер образуется много различных нуклидов. Все эти продукты деления (ПД) и дочерние изотопы образуются внутри таблеток топлива и в основном остаются там. Небольшая часть вследствие диффузии попадает в пространство между таблетками и оболочкой твэла. Выход их через герметичную оболочку в теплоноситель возможен также только за счет диффузии. Этот выход мал для всех нуклидов, за исключением трития. Последний в водоохлаждаемых реакторах химически связывается цирконием, являющимся основным материалом оболочек твэлов. В результате выход трития через оболочки не превышает 1 %. При использовании оболочек твэлов из нержавеющей стали (реакторы типа БН) через них диффундирует до 80−98 % трития, но последний образует с натрием устойчивое химическое соединение, которое удерживается холодными фильтрами-ловушками системы очистки теплоносителя.

На практике некоторые твэлы в активной зоне могут иметь те или иные дефекты оболочек, возникающие в процессе работы. Если даже в оболочке появились только микротрещины, в теплоноситель через них будут выходить продукты деления: газообразные (изотопы ксенона и криптона) и легколетучие (изотопы иода, цезия и другие).

Наиболее биологически значимые радионуклиды ИРГ и иода представлены в табл. 5.4.

259

Таблица 5.4 Радионуклиды ИРГ и йода, образующиеся при работе ядерного реактора

Дальнейший путь выхода ПД в атмосферу зависит от типа реакторной установки (РУ). В одноконтурных установках газовые ПД уносятся из реактора с паром, а продукты, существующие в аэрозольной форме, – с каплями влаги, увлекаемыми паром; далее они попадают в турбину и отсасываются эжекторами из конденсаторов вместе с другими неконденсируемыми газами, образуя технологические сдувки, которые затем выбрасываются в венттрубу. В двухконтурных РУ – эти продукты удаляются через деаэратор подпитки также в венттрубу. Чтобы снизить активность выброса, технологические сдувки подвергаются выдержке и очистке (см. ниже). Возможно также попадание ПД в воздух технологических помещений – при течах теплоносителя, ремонтах, связанных с разгерметизацией радиоактивного контура, и в других случаях.

Существует заметное различие в составе радионуклидов продуктов деления, находящихся в теплоносителе и в ГРО одноконтурных реакторов (РБМК, ВК) и двух- и трехконтурных (ВВЭР, БН). Из-за замкнутости первого контура последних время пребывания в нем радиоактивных веществ намного больше, чем в открытом контуре МПЦ реактора РБМК. В случае ВВЭР, например, поток воды из первого контура (в систему очистки или в виде протечек) относительно мал. Поэтому скорость выведения радиоактивных газов также мала. Период полувыведения составляет от нескольких часов до нескольких суток в зависимости от конструктивных особенностей реакторной установки и режима работы. Как показывают расчетные оценки [42], в случае ВВЭР-440 этот период достигает трех суток, а в ВВЭР-1000 – в несколько раз меньше. Разница объясняется тем, что в системе очистки ВВЭР-440, в отличие от ВВЭР-1000, не производится дегазация подпиточной воды, т.е. удаление из нее радиоактивных газов.

260