56 Носовский - Вопросы дозиметрии и радиационная безопасность на АЭС

радионуклидов, таких как 85Kr, 41Ar и др., а также радионуклиды с большим периодом полураспада и большой биологической активностью, такие как 137Cs, 90Sr.

Следующим защитным барьером является полностью замкнутая система трубопроводов первого контура, не допускающая поступление радионуклидов в помещения АЭС. Накоплению радиоактивных продуктов в теплоносителе препятствует система постоянной очистки, так называемая система байпасной очистки 1 контура.

В результате нарушения герметичности задвижек или других устройств первого контура, радиоактивные вещества с протечками могут попадать в помещения АЭС. И затем, за счет выхода газообразных радионуклидов, загрязнять воздух и образовывать загрязненные радионуклидами трапные воды. Однако и в этом случае, их выходу во внешнюю среду

препятствует следующий защитный барьер.

Все газообразные радионуклиды собираются системами вентиляции станции и направляются на специальные установки очистки, и только после очистки до допустимых уровней содержания радионуклидов они могут поступать во внешнюю среду.

Загрязненные трапные воды также собираются, очищаются и возвращаются в технологический цикл, или очищенные до нормативных безопасных уровней сбрасываются во внешнюю среду.

РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ АЭС

Радиоактивные отходы (РАО) — неиспользуемые жидкие и твердые вещества или предметы, образующиеся в результате деятельности учреждения, общаяактивность, удельная активность и радиоактивное загрязнение поверхностей которых превышает уровни, установленные действующими нормативными документами.

Любая деятельность в сфере обращения с радиоактивными отходами на Украине регулируется Законом Украины "Об обращении с радиоактивными отходами". В соответствии

сданным Законом обращение с радиоактивными отходами — деятельность, связанная со сбором, переработкой, транспортировкой, хранением и захоронением радиоактивных отходов.

Сбор радиоактивных отходов осуществляется силами и средствами учреждения, в которомобразуютсярадиоактивныеотходы, отдельноотобычногомусораистрогораздельно

сучетом:

•физического состояния (твердые, жидкие);

•происхождения (органические, неорганические, биологические);

•периода полураспада радионуклидов, находящихся в отходах (до 15 суток, более 15 суток);

•взрыво-и огнеопасности (опасные, безопасные).

Система обращения с радиоактивными отходами должна включать в себя сбор отходов, временное их хранение, переработку, удаление и захоронение. Должны назначаться лица, ответственные за сбор и передачу на захоронение радиоактивных отходов в учреждении, которые обязаны вести учет радиоактивных отходов. На каждую партию радиоактивных отходов, передаваемых на захоронение, необходимо оформлять паспорт.

Контейнеры для радиоактивных отходов должны быть типовыми. Размер и конструкция контейнеров определяется типом и количеством радиоактивных отходов, видом и энергией излучений радионуклидов. Внутренние поверхности контейнеров для многократного использования должны плавно сопрягаться, быть гладкими, выполненными из

слабосорбирующего материала, допускающего обработку кислотами и специальными растворами, и иметь достаточную механическую прочность. Контейнеры должны закрываться крышками. Конструкция контейнеров должна быть такой, чтобы была возможна их механизированная погрузка и выгрузка. Мощность дозы излучения на расстоянии 1 метр от сборника с радиоактивными отходами допускается не более 10 мбэр/ч.

Транспортировка, переработка и захоронение радиоактивных отходов производится пунктами захоронения радиоактивных отходов (ПЗРО) или специализированными комбинатами.

Хранение радиоактивных отходов — размещение РАО в объекте, в котором обеспечивается изоляция от окружающей природной среды, физическая защита и радиационный мониторинг, с возможностью последующего извлечения, переработки, транспортировки и захоронения. На АЭС хранение жидких и твердых РАО осуществляется соответственно в хранилищах жидких отходов (КЖО) и хранилищах твердых отходов (XTO). Хранение РАО может осуществляться как по месту образования РАО, так и по месту переработки и захоронения РАО.

Захоронение радиоактивных отходов — размещение РАО в объекте, предназначенном для обращения с РАО без намерения их использования.

Захоронение РАО во временных ПЗРО, как правило, запрещается. Но в отдельных случаях допускается захоронение РАО во временных могильниках. Таким примером может быть захоронение РАО в процессе ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 году. Извлечение РАО из временных могильников зоны отчуждения ЧАЭС, их переработка и захоронение являются актуальной проблемой до настоящего времени.

Степень радиационной опасности при сборе, транспортировке, переработке и захоронении радиоактивных отходов зависит от следующих основных факторов:

•величины активности;

•вида и энергии излучения;

•степени токсичности радиоактивных веществ, со держащихся в отходах;

•периода полураспада радионуклидов;

•физического состояния отходов (жидкие, твердые);

•вида и состояния тары.

TPO и ЖРО, содержащие короткоживущие нуклиды с периодом полураспада до 15 суток, выдерживают в течение времени, обеспечивающего снижение активности до безопасных уровней, а затем удаляют как обычный мусор на организованные свалки, а ЖРО — в хозяйственно-бытовую канализацию при обязательном радиационном контроле.

Отработанное ядерное топливо АЭС, которое не подлежит переработке, после соответствующей выдержки хранится в специальных хранилищах отработанного ядерного топлива (ХОЯТ), оборудованных техническими средствами извлечения топлива из этого хранилища.

На протяжении всего времени хранения или захоронения РАО регулярно осуществляется контроль за их состоянием, радиационной обстановкой в хранилищах и окружающей природной среде.

Внеобходимых случаях для учреждений устанавливаются допустимые сбросы радиоактивных веществ в поверхностные водоемы.

Вхозяйственно-бытовую канализацию допускается сброс радиоактивных сточных вод с

концентрацией, превышающей ДКВingest для воды не более чемв 10 раз, если обеспечивается их десятикратное разбавление нерадиоактивными сточными водами в коллекторе данного

учреждения, а суммарный сброс радиоактивных веществ в водоем не превысит установленного допустимого уровня. При малых количествах жидких радиоактивных отходов (менее 200

л),

а также при невозможности их разбавления, отходы должны собираться в специальные емкости для последующего удаления и захоронения.

При удалении сточных вод непосредственно из учреждений или общегородской канализации в открытые водоемы концентрация радиоактивных веществ в сточных

водах у места спуска их в водоем не должна превышать допустимой концентрации

ДКВingest

для воды.

Запрещается удаление жидких радиоактивных отходов в поглощающие ямы, колодцы, скважины, на поля орошения, поля фильтрации, в системы подземного орошения.

Газообразные радиоактивные выбросы

Наиболее значительную роль в формировании радиационной обстановки в районе размещения АЭС играют инертные радиоактивные газы (ИРГ) и изотопы йода. В целом, в состав газообразных радионуклидов осколочного происхождения входят: 18 изотопов криптона, 15 изотопов ксенона и 20 изотопов йода. С точки зрения радиационной опасности для населения, наибольшее значение имеют радионуклиды криптона, ксенона и йода. Кроме

этих нуклидов весьма значительную роль играют аэрозольные выбросы изотопов стронция - 89, 90 и цезия - 134, 137, которые являются продуктами распада газообразных нуклидов.

Механизм выхода летучих радиоактивных веществ в окружающую среду из технологического цикла АЭС с реакторами ВВЭР и РБМК имеет ряд различий. Основным путем поступления газо-аэрозольных выбросов в окружающую среду от реакторов ВВЭР являются дегазация и испарение воды теплоносителя первого контура. Вода насыщается радиоактивными веществами в результате активации (3H, 14C, 41Ar) и непосредственного

ее

контакта с негерметичными оболочками ТВЭЛов (изотопы I, С, Kr, Xe, Sr, Ce, Ru). Непосредственным источником поступления в атмосферный воздух летучих радиоактивных

веществ (в особенности 3H) от реактора ВВЭР является вентиляционная система герметичных помещений первого контура и самого реактора.

Нуклидный состав газообразных выбросов АЭС с РБМК, в основном определяется газами, поступающими с эжекторов турбины — это радионуклиды продуктов деления (радио-

нуклиды криптона и ксенона). Кроме этого, в состав газообразного выброса входит газ активационного происхождения — Ar, образующийся в газовом контуре и циркуляционных трубопроводах и баках контура охлаждения СУЗ. Активность и нуклидный состав криптона и ксенона зависит, вообще говоря, от радиационного состояния активной зоны реактора,

а активность Ar — от мощности реактора. При длительной работе реактора на мощности радиационное состояние его активной зоны стабилизируется и при реализации оптимального управления радиационным состоянием поддерживается практически на одном уровне. Это

значит, что нуклидный состав газообразных продуктов деления также стабилизируется и мало меняется в условиях нормальной эксплуатации реактора.

Радионуклиды йода присутствуют в выбросе в трех физико-химических формах:

•в аэрозольной, т.е. это радионуклиды, сорбированные на аэрозольных частицах;

•в газообразной, где основную массу составляет молекулярный йод (I2);

• в виде органического соединения — йодистого метила (CH3I). трудно сорбируемого и обладающего высокой проникающей способностью через фильтры.

Йод, как продукт деления, образуется в атомарном виде, но в теплоносителе КМПЦ уже присутствует во всех формах. В выбросе нормально функционирующих АЭС соотношения

Изотопный состав аэрозолей долгоживущих нуклидов (ДЖН) в выбросе, в общем, представлен 20 — 25-ю радионуклидами. Среди них можно выделить 7 — 10 нуклидов, имеющих повышенную по сравнению с другими объемную активность, вклад этих радионуклидов в суммарную мощность выброса представлен в табл. 11.4.

Радионуклиды продуктов деления по номенклатуре и активности присутствуют в составе ДЖН в количестве, зависящем от того, каково радиационное состояние активной зоны реактора, то есть сколько и с какими дефектами эксплуатируется негерметичных ТВЭЛ в активной зоне. Радионуклиды продуктов коррозии накапливаются в теплоносителе в зависимости от сроков работы АЭС.

Третьим важным источником радиоактивных выбросов АЭС с реакторами РБМК являются активированные и насыщенные летучими осколочными продуктами деления газы, которыми продувается графитовая кладка реактора.

Химические формы газо-аэрозольных выбросов АЭС разнообразны: ИРГ поступают в атмосферу в своих молекулярных формах; тритий в виде 3HHO, 3HH, 3H2; 14C — в виде

14CH4,14CO2 и 14CO; изотопы йода — в форме метил-йодида и других простых органических соединений, а также в форме I и I2; 89-90Sr, 131,137Cs, 144Ce — в виде сульфатов, нитратов,

хлоридов, карбонатов; изотопы плутония — в виде нерастворимой окиси PuO2 и растворимого Pu(NO3)4, адсорбированных на частицах размером 0,2-0,8 мкм.

Все парогазовые и аэрозольные выбросы АЭС проходят систему очистки (в частности, выдерживаются определенное время в газгольдерах (камеры выдержки) для распада короткоживущих радионуклидов) или очистку на специальных установках подавления активности (УПАК).

Для очистки вентиляционного воздуха от аэрозолей, в составе вентсистем на АЭС, предусматриваются фильтровальные станции. Это блоки с различными адсорбирующими фильтрами (угольными, аэрозольными). Эффективность очистки на таких фильтрах довольно высока, например эффективность аэрозольных фильтров типа ДКЛ—23 составляет 90 — 95%.

Кроме рассмотренных выше радионуклидов, в выбросах АЭС присутствуют также изотопы трития — сверхтяжелого водорода, и углерода 14.

Тритий, содержащийся в воздушных выбросах и водяных сбросах АЭС, входит в состав паров воды и практически беспрепятственно проходит системы очистки. Радиобиологическая роль трития определяется его химическими свойствами, которые полностью соответствуют обычному водороду, в результате чего тритий может входить в состав любых органических и неорганических соединений. Поскольку период полураспада трития довольно велик (12,26 года), он мог бы представлять серьезную радиационную опасность если бы не являлся

очень мягким бета-излучателем ( средняя энергия бета-излучения трития составляет 5,8 кэВ) Доля трития, выбрасываемого в атмосферу АЭС с реактором ВВЭР-1000, составляет 32% от его общего поступления в окружающую среду АЭС (остальное количество 3H содержится в жидких сбросах). Средняя концентрация изотопа в воздушном выбросе реактора данного типа — 1 — 2 Бк/л. Для реакторов РБМК эти показатели в 10 — 100 раз ниже.

14С — также биогенный элемент, который может участвовать в биохимических и биологических процессах, наряду со своим стабильным изотопом. Его излучение (чистый бета-излучатель, со средней энергией 54 кэВ) не представляет серьезной радиационной

опасности. Однако, благодаря своему большому периоду полураспада (5730 лет), углерод-14 может накапливаться и, в связи со своей биологической активностью, имеет важное значение. 14С образуется в естественных условиях в верхних слоях атмосферы в результате взаимодействия космических нейтронов с азотом воздуха. На АЭС он образуется в результате

активации 13С, 14N, и 17О. Основная масса 14С удерживается в месте его образования, в активной зоне, и за ее пределы не поступает, и АЭС не играют существенной роли, как источник 14C. В связи с тем, что большие количества 14C образовывались при ядерных испытаниях, а также при переработке облученного ядерного топлива, в настоящее время во всем мире проводится контроль его содержания в объектах внешней среды, однако допустимых норм его содержания в выбросах АЭС не установлено.

Жидкиерадиоактивныеотходы

Технологический процесс на атомной электростанции сопровождается образованием жидких отходов. Для поддержания необходимого водно-химического режима теплоносителя и снижения его радиоактивности, часть теплоносителя постоянно подвергается очистке на

специальных фильтровальных установках. На АЭС с кипящими реакторами постоянной очистке подвергается и конденсат. В качестве фильтрующих материалов применяются специальные ионообменные смолы и перлигы. Регенерационные воды этих фильтров, а также пульпы отработанных смол и перлита, являются жидкими радиоактивными отходами. Кроме того, выполнение требований обеспечения радиационной безопасности и санитарии (уборка помещений, стирка спецодежды, мытье в душевой и т.д.) также приводит к образованию жидких радиоактивных отходов.

Жидкие радиоактивные отходы (ЖРО), образующиеся на АЭС, считаются

радиоактивными, если содержание радионуклида в них превышает допустимую концентрацию ДКВingest для питьевой воды, а в случае наличия смеси радионуклидов — если

сумма отношений их концентраций к соответствующей ДК превышает единицу. По объемной активности ЖРО подразделяются на три категории:

•низкоактивные — менее 3.7·105 Бк/л (1·10-5Ки/л);

•среднеактивные — от 3,7·105 Бк/л (1 · 10-5 Ки/л) до 3,7·1010 Бк/л (1 Ки/л);

•высокоактивные — более3.7·1010 Бк/л(1 Ки/л).

Основные виды жидких отходов на АЭС:

•трапные воды— сточные воды, образующиесяврезультате неорганизованныхпротечек теплоносителя, обмывочные воды и растворы дезактивации, стирки и т. д.;

•организованные протечки;

•пульпа отработанного фильтроперлита — намывных механических фильтров установок очистки теплоносителя контуров многократной принудительной циркуляции и конденсата;

•пульпа ионообменных смол установок спецводоочистки (теплоносителяитрапныхвод);

•регенерационные воды ионообменных фильтров;

•кубовые остатки после переработки трапных вод;

•лабораторные сточные воды.

По своему радиохимическому составу эти воды существенно различаются и, соответственно, отличается технология их переработки. Выбор схемы переработки и удаления отходов находится в прямой зависимости от многих факторов: характеристика отходов (активность, агрегатное состояние, радиохимический состав); количество отходов, подлежащих обезвреживанию; требуемая степень очистки с учетом санитарных правил; способ окончательного хранения концентрата (см. рис. 11.3).

Рис. 11.3. СхемаочисткижидкихрадиоактивныхотходовнаАЭС.

Для переработки жидких радиоактивных отходов на АЭС используют термические, сорбционные и мембранные методы. Поскольку ни один из известных методов в отдельности не обеспечивает эффективной очистки, они обычно применяется комплексно. Поэтому система очистки ЖРО на станции представляет собой целую цепочку различных установок. Наиболее часто применяются термические и сорбционные методы. Термический метод (дистилляция или упаривание) производится на специальных выпарных установках, отличается относительной простотой и эффективностью (К очистки, достигает 104 - 106). Термический метод обычно дополняют сорбционные методы — удаление радионуклидов в результате адсорбции, ионного обмена, адгезии и т.д. Сорбционные установки представляют собой

насыпные или намывные фильтры со специальными ионообменными смолами (типа AB-17-8 или КУ—2-8 и др.). Мембранные способы очистки (использование молекулярных фильтров) на действующих АЭС в нашей стране применяется недостаточно широко, однако они являются весьма перспективным методом обработки жидких радиоактивных отходов.

В результате очистки вода очищается от всех примесей, в том числе и радионуклидов, настолько хорошо, что может быть возвращена обратно в технологический цикл или сброшена в виде дебалансных вод, активность которых наАЭС с реакторами ВВЭР составляет 2- 40 МБк/

год (10-4 - 10-3Ки/год). Аналогична и величина активности дебалансных вод на АЭС с РБМК.

На Чернобыльской АЭС применяется установка для очистки трапных вод от солей и радиоактивных примесей до степени чистоты, позволяющей сбрасывать очищенные воды в пруд-охладитель или использовать в оборотном цикле. Очистке подвергаются протечки контура, не поддающиеся организованному сбору и попадающие в трапы спецканализации, минерализованные воды и растворы от дезактивации оборудования и регенерации ионообменных смол, частично обмывочные воды помещений, воды спецпрачечной и др.

Очистка трапных вод является многоступенчатым процессом, включающим:

•коагуляцию на гидроокиси железа для удаления солей жесткости, гидроокисей тяжелых металлов ичастично мыла;

•очистку дистилляцией на трехкорпусной выпарной установке от нелетучих примесей (соли, продукты коррозии и др.);

•дегазацию для удаления из конденсата выпарной установки инертных радиоактивных газов (ксенон, криптон) и углекислоты, образующейся из бикарбонатов за счет их разложения при выпаривании;

•доочистку конденсата выпарной установки фильтрацией на фильтре с активированным углем от органических примесей и на ионообменных фильтрах от растворимых солей.

Раствор из последнего, третьего, корпуса выпарного аппарата насосами подается в доупариватель, где происходит его глубокое упаривание. Пар доупаривателя конденсируется

ивозвращается в емкость коагулированной воды, а кубовой остаток перекачивается в емкости ХЖО.

Очищенная вода через фильтр-ловушку направляется в баки чистого конденсата, из которых после контроля на радиоактивность и солесодержание сбрасывается или пускается в оборотное водопользование.

Втаблице 11.5 представлена характеристика сбросов ЧАЭС, причем необходимо отметить, что приведенные значения учитывают смыв радионуклидов с территории станции, загрязненной послеаварии1986 г.

Таблица 11.5

Характеристика жидких сбросов Чернобыльской АЭС (после аварии 1986 г)

* — (ДС) допустимые, (КС) контрольные уровни сбросов в водоем-охладитель ЧАЭС

В дебалансной воде обычно содержится остаточное количество трудно улавливаемых при очистке продуктов деления, коррозии и активации самой воды. Из них наибольший интерес

представляет не улавливаемый системами водоочистки тритий. Из других радионуклидов длястоковАЭСвесьмаактуальны60Co, 90Sr, 137Cs.

Хранение концентратов ЖРО среднего уровня активности на АЭС осуществляется в виде кубовых остатков и пульп фильтрующих материалов (перлита, ионообменных смол, активированного угля и др.). Гомогенные (кубовые остатки) и гетерогенные (пульпы) концентраты хранят раздельно, поскольку последующее обращение (удаление из емкости, отверждение) с ними неодинаково.

Хранение преследует как минимум две цели: изолировать отходы от окружающей среды до создания и пуска установок по более надежной локализации — отверждению; выдержать отходы для распада короткоживущих радионуклидов.

Хранилище жидких отходов представляет собой систему цилиндрических емкостей, как правило из нержавеющей стали, помещенных в железобетонные колодцы такой же формы для более надежной изоляции. Объем каждой емкости составляет несколько сот кубометров. Для случая аварийной протечки емкостей на дне колодцев предусмотрены приямки и системы откачки протечек из этих приямков.

Количество выделяемого в емкостях тепла при распаде продуктов деления невелико и не требует обычно организации специального теплоотвода. Необходимость в нем возникает, как правило, при активности концентратов более 4 · 1011 Бк/л. Во избежание накопления в емкостях взрывоопасных газовых смесей с продуктами радиолиза их вентилируют и периодически продувают азотом или воздухом.

Емкости обычно заглублены в землю, однако степень заглубления лимитируется уровнем грунтовых вод. Для исключения проникновения грунтовых вод в ХЖО уровень их должен быть на 4м ниже дна емкостей. Для исключения контакта с атмосферными осадками емкости сверху закрывают гидроизолирующими покрытиями.

Контроль за возможным выходом радионуклидов из емкостей обеспечивают установкой на расстоянии 5 — 10 м от ХЖО наблюдательных скважин.

Объем хранилищ ранее принимали, исходя из времени их эксплуатации, 20 — 30 лет. Однако в настоящее время продолжительность хранения жидких отходов определяется сроком ввода в эксплуатацию систем отверждения.

Хранение ЖРО высокой активности. Состав и свойства жидких отходов высокой активности обуславливают необходимость их хранения в строго контролируемых условиях. На свойства отходов существенно влияет энергия, выделяемая в результате распада радионуклидов. Тепловыделение высокоактивных отходов приводит к тому, что температура в резервуаре может достигать точки кипения. Считается необходимым поддерживать температуру при хранении высокоактивных жидких отходов в резервуарах не выше 50 — 60 0C в течение всего периода хранения. С этой целью резервуары снабжают специальной системой охлаждения, для чего используют чаще всего змеевиковые холодильники.

Важным фактором, определяющим условия хранения жидких отходов высокого уровня активности, являетсярадиолизсоставныхчастейотходов. Сложныйхимическийсоставотходов

обусловливает целый комплекс радиационно-химинеских превращений в процессе их хранения. С точки зрения определения условий хранения наиболее важны процессы, ведущие к выделению газообразного водорода и появлению твердой фазы. С учетом способности водорода образовывать взрывоопасные смеси с кислородом воздуха и окислами азота, при хранении отходов высокого уровня активности, в газовом пространстве резервуара предусматривают продувку воздухом или инертным газом.

Срок изоляции радиоактивных отходов от окружающей среды определяется наличием не только долгоживущих радионуклидов, но и вредных для окружающей среды стабильных химических соединений. С этой точки зрения надежная изоляция должна быть вечной. Необходимость периодической замены резервуаров и строгого контроля в процессе их эксплуатации не позволяет признать этот способ хранения приемлемым для постоянного хранения отходов высокого уровня активности.

Отверждение отходов среднего уровня активности. Концентраты ЖРО после их переработки должны храниться в течение сотен лет в изоляции от окружающей среды. Изоляция жидких концентратов обеспечивается их хранением в емкостях из нержавеющей стали, помещенных в железобетонные отсеки. После гарантированного срока службы емкостей (около 20 лет) их необходимо освобождать во избежание возможной коррозии материала и утечки концентратов в окружающую среду. Утечек отходов из емкостей можно избежать переводом их в не текучее твердое состояние. Простейший вариант перевода в твердое состояние — получение твердых кристаллов или плава кристаллогидратов (солевого плава) в виде монолита.

Солевой плав получают в результате переработки кубового остатка на установках глубокого упаривания (УГУ). Химический состав кубового остатка определяется химическими компонентами, используемыми на АЭС, а также технологиями переработки трапных, борсодержащих, душевых вод и воды спецпрачечной.

Кубовойостаток— этощелочнойборонитратныйсолевойрастворспримесями(2 — 3%) оксалатов, карбонатов, сульфатов и хлоридионов с солесодержанием от 200 до 500 г/л. В кубовом остатке могут со держаться ионообменные смолы.

Солевой плав получается на УГУ при температуре 125 0C и заливается в металлические контейнеры. Контейнеры выдерживаются не менее 24 часов и после затвердевания солевого плава и контроля на отсутствие влаги направляются на хранение.

Однако получение солевого плава не устраняет возможности вымывания из отходов растворимых компонентов, в том числе и радионуклидов, при попадании в него воды из окружающей среды (грунтовые воды, атмосферные осадки). Чтобы устранить эту возможность, необходимо концентраты перевести в такую твердую форму, из которой вымываемость была бы минимальной, исключающей загрязнение открытой гидросети выше допустимых норм. Обычно для этой цели используются специальные материалы (связующие), совместимые с компонентами концентрата отходов, обладающие хорошими гидроизолирующимисвойствамиидругимихарактеристиками. Концентратыобезвоживаются