3579

Таблица 8 Некоторые биологически значимые твердые продукты деления

при работе ядерного реактора

Вывод радиоактивных веществ из реактора осуществляется системой байпасной очистки теплоносителя и конденсатоочистки. В реакторе ВВЭР, например, часть потока теплоносителя (от 20 до 60 т/ч) отводится из первого контура и пропускается через специальную систему водоочистки, главным элементом которой является ионообменный фильтр. В этой системе реактора ВВЭР-1000 происходит также отделение газообразных примесей в результате дегазации воды. Радиоактивные вещества выходят вместе с протечками теплоносителя из первого контура, а также при выполнении промывочных и дезактивационных операций. Вода, загрязненная в процессе эксплуатации первого и второго контуров (различные протечки), собирается в специальные баки и очищается на выпарных аппаратах и ионообменных фильтрах. В результате очистки загрязненных вод возникают три вида отходов газообразные, жидкие и твердые.

170

Газообразные отходы. Главным источником газообразных отходов является система байпасной очистки теплоносителя первого контура на АЭС с реакторами ВВЭР и эжектор конденсатора на АЭС с реакторами РВМК. Газообразные отходы образуются также в результате дегазации протечек теплоносителя, выхода газов при водообмене в реакторе и при отборе проб воды. Дополнительным источником газообразных отходов на АЭС служит вентиляция помещений станции.

Жидкие отходы. Загрязненная вода, образующаяся в результате эксплуатации и ремонта реактора, очищается и используется вновь. Жидкие радиоактивные отходы представляют в основном продувку выпарных аппаратов с солесодержанием до 300 г/л и пульпу фильтроматериалов. Жидкие отходы поступают в специальные хранилища бетонные емкости, облицованные нержавеющей сталью.

Твердые отходы. Такие отходы возникают после отвердения жидких отходов, использования различных материалов (бумага, тряпки, ветошь и т.п.), к твердым отходам относятся части и детали оборудования и приборов, вышедших из строя. Отходы этой группы подвергают обработке (упаковке, прессованию) и складывают в специальные металлические ящики, которые помещают в хранилища твердых отходов АЭС.

5.2. Очистка газов на АЭС

Радиоактивные газовые и аэрозольные отходы, образующиеся при работе АЭС, подвергаются специальной очистке и дезактивации перед выбросом их в окружающую среду. При нормальной работе АЭС с любым типом реакторов суммарная активность газовых выбросов составляет порядка сотен кюри в сутки. Однако в аварийных ситуациях количество радиоактивных газов и аэрозолей может существенно возрасти и представляет серьезную опасность. Для очистки и уменьшения радиоактивных выбросов

171

предусматривают специальные сооружения и установки. В частности, для уменьшения количества короткоживущих радиоактивных элементов сооружают железобетонные или металлические газгольдеры. В них происходит выдержка и радиоактивный распад газов в течение интервала от 10 до 15 ч.

Повышенный выход радиоактивных газов происходит при перегрузке реактора. В этот период газы подаются компрессорами с давлением от 0,8 до 1 МПа. Обычно устанавливают два рабочих и один резервный газгольдер. Схема газгольдерной установки для выдержки газов в период перегрузки реактора приведена на рисунке 73.

Рис. 73. Схема газгольдерной установки для выдержки газов в период перезагрузки: 1 – охладитель газов; 2 – аэрозольный фильтр; 3 – компрессор; 4 – газгольдер;

5 – выход газов к вентиляционной трубе

172

Радиоактивные газы, включая атомарный водород, разбавляют азотом или другим инертным газом до взрывобезопасной концентрации и только после этого направляются на очистку. Спецгазоочистка проводится с использованием метода адсорбции при низких температурах на угольных фильтрах. Схема такой очистки приведена на рис. 74.

Обычно с учетом резерва устанавливают три параллельные линии очистки: одна из них рассчитана на непрерывную работу в нормальном режиме, вторая используется при повышении газовыделения, третья – резервная. При такой схеме достигается глубокая очистка газов и исключается выход радиоактивных газов, так как большая часть оборудования находится под разряжением.

Рис. 74. Схема очистки газообразных отходов на АЭС: 1 – вход газа; 2 – охладитель; 3 – аэрозольный фильтр;

4 – цеолитовые колонны; 5 – фильтр адсорбер; 6 – газодувка; 7 – подвод атмосферного воздуха; 8 – нагреватель воздуха; 9 - дренаж

173

При больших объемах газа с высокой концентрацией водорода, что существует на одноконтурных АЭС, предусматривают специальные установки для его сжигания. Принципиальная схема такой установки приведена на рис. 75.

Наряду с очисткой газов и отводом их в атмосферу на АЭС очистке подлежит воздух помещений, в котором могут содержаться радиоактивные аэрозоли и газы, выделяемые при протечках теплоносителя и образуемые в результате активации воздуха нейтронами (рис. 76).

Рис. 75. Схема установки для сжигания гремучей смеси на АЭС: 1 – подвод от пускового эжектора; 2 – подвод от технологического конденсатора; 3 – выхлоп основных эжекторов; 4 – гидрозатвор; 5 – подвод воздуха; 6 – подвод пара; 7 – нагреватель; 8 – контактный аппарат; 9 – сепаратор;

10 – охладитель; 11 – отвод конденсата;

12 – отвод газов в камеры выдержки

Очистка воздуха от аэрозолей ведется путем его фильтрации через специальные тонковолокнистые материалы толщиной от 1,5 до 2,5 мкм. Эти фильтры используются также для сбора пыли. Степень очистки воздуха, выбрасываемого в

174

атмосферу из помещений АЭС, при применении фильтров тонкой очистки составляет не менее 99 %.

Рис. 76. Схема приточно-вытяжной вентиляции АЭС: 1 – фильтр очистки наружного воздуха; 2 – вентиляционная

установка с подогревом воздуха; 3 – вентилируемые помещения; 4 – аэрозольный фильтр; 5 – йодный фильтр; 6 – линия отвода газов в трубу

5.3. Сбор и удаление отходов на АЭС

Обеспечение сбора, переработки и захоронения радиоактивных отходов, образующихся на АЭС, является важной задачей при их проектировании и эксплуатации. Радиоактив-

175

ные отходы нельзя перевести в нерадиоактивное состояние. На АЭС предусматривается переработка отходов с целью максимальной концентрации радиоактивных веществ в минимальном объеме, удобном для длительного и безопасного хранения в специальных хранилищах (могильниках). Пример конструкции приведен на рис. 77.

Рис. 77. Конструкции хранилищ для радиоактивных отходов: а – для жидких отходов; 1 – емкость; 2 – металлическая облицовка; 3 – железобетон; 4 – страховочное ограждение; 5 – дренажное устройство для контроля за плотностью емкости; б – для твердых отходов; 1 – 3 – отсек отходов малой, средней и высокой активностей; 4 – газоотводная труба

176

Хранилища радиоактивных отходов выполняют надземными или подземными. Их строят на расстоянии не менее 50 м от водопровода и не менее 500 м от открытых водоемов. Места расположения выбирают таким образом, чтобы уровень грунтовых вод был ниже дна не менее чем на высоту от 4 до 5 м.

Источником радиоактивных отходов является вода (теплоноситель), а также сточные бытовые воды. Переработка заключается в очистке и выпаривании

Схема очистки и обработки жидких отходов приведена на рис. 78. На хранение направляются пульпа и кубовый остаток.

Для хранения и сбора жидких отходов от АЭС применяют специальные хранилища, рассчитанные на длительный срок эксплуатации. Обычно срок эксплуатации составляет 15 лет и выше. Для каждого вида отходов предусматривают раздельные емкости. Емкости в обязательном порядке резервируются. Вместимость резервной емкости (или резервных емкостей) должна быть больше вместимости максимальной емкости в хранилище.

Входе эксплуатации в емкостях образуется радиоактивный газ, который может быть удален принудительной вентиляцией, с последующей продувкой инертным газом (рис.79).

Вцелях повышения вместимости могильников, расширения возможности транспортировки отходов к местам захоронения применяют метод, получивший название «отвердение отходов».

Среди возможных способов применяют остекловывание, цементирование и битумирование.

Рассмотрим каждое из них.

Остекловывание позволяет превращать высокорадиоактивные отходы (более 1 Ки/л) в стеклянные блоки и надежно хранить в специальных местах для хранения твердых отходов.

Отвердение цементированием применяют для жидких отходов при низкой радиоактивности (до 10-5 Ки/л). Цемент-

177

ные блоки имеют сравнительно низкую водостойкость и хранятся в специальных траншеях с гидроизоляцией.

Рис. 78. Схема переработки и очистки сточных вод АЭС:

1– подвод воды от коллектора спецканализации;

2– промежуточные баки; 3 – погружные насосы;

4 – основные баки; 5 – насосы; 6 – регулятор уровня в выпарном аппарате; 7 – подогреватель;

8 – подвод пара; 9 – выпарной аппарат; 10 – доупариватель; 11 – отвод пара; 12 – отвод конденсата;

13 – отвод пульпы в хранилище; 14, 16 – охладители; 15 – деаэратор; 17 – сборный бак;

18 – насосы очищенной воды; 19, 20 – механические фильтры; 21, 22 – катионитовый и ионитовые фильтры;

23 – контрольные баки; 24 – подача воды в баки чистого конденсата; 25 – сброс воды в коллектор спецканализации

178