13.7.Дезактивация жидких радиоактивных отходов
иоборудование спецводоочистки
Дезактивацию, жидких радиоактивных отходов производят или на ионообменных фильтрах (физико-химический процесс), или в выпарных установках (теплохимический процесс), а для некоторых потоков — двухступенчато — сначала на выпарных установках, а затем на ионообменных фильтрах. Кроме ионного обмена и выпарки известен еще ряд других методов -очистки и дезактивации вод. Однако эти методы или дороги, или громоздки, или характерны избирательностью по отношению к отдельным примесям, в то время как ионообменные фильтры и особенно выпарные аппараты универсальны.
Назначение обработки жидких отходов двоякое — возвращение в цикл дезактивированной воды высокой чистоты и концентрирование всей содержащейся в ней радиоактивности в остатке по возможности наименьшего объема для захоронения его в минимально необходимых емкостях. Радиоактивные воды основных технологических систем представляют собой воды высокой чистоты (типа конденсатов), поэтому экономически более целесообразно возвращать их в цикл, а не сбрасывать, не говоря уже о большей радиационной безопасности такой системы.
Источниками жидких радиоактивных отходов (ЖРО) являются:
—продувочная вода реактора и организованные протечки первого контура, вода бассейнов выдержки и перегрузки, вода опорожнения реакторных петель, характеризующиеся наибольшей чистотой, но и наибольшей радиоактивностью;
—промывочные растворы, использованные при дезактивации контуров, содержащие твердые радиоактивные окислы конструкционных материалов;
—продувочная вода парогенераторов, имеющая в сравнении с реакторной водой большее солесодержание, но меньшую радиоактивность, так как она определяется только протечками из первого контура;
—трапные и обмывочные воды после дезактивации помещений, имеющие по сравнению с реакторной водой обычно меньшую радиоактивность, но большее содержание примесей; очистка этих вод может быть периодической с накоплением сбросов в баках грязного конденсата и очищенной воды в баках чистого конденсата;
—прачечные и душевые воды — воды наименьшей радиоактивности; источником их является всегда техническая или водопроводная вода, активирующаяся незначительно, так как этот процесс протекает только в самих прачечных и душевых, поэтому сброс таких вод после очистки допустим в обычную канализацию и внешние водоемы.
Установки для обработки продувочных вод (первая и третья группы) работают непрерывно с возвратом очищенной воды в соответствующие контуры АЭС. Производительность этих установок выбирают по максимальному расходу, производительность установок для обработки остальных вод первой группы и вод второй и четвертой групп, а также периодичность их работы определяют в связи с имеющимися на станции емкостями для сбора вод, подлежащих дезактивации, и хранения очищенного конденсата.
217
По действующим в стране нормам, жидкие радиоактивные отходы подразделяют на высокоактивные (с активностью более 10-4 Ки/кг) и слабоактивные (менее 10-4 Ки/кг). Наиболее глубокая очистка этих вод отвечает радиоактивности 10-8 Ки/кг, принимаемой в качестве нормируемого значения для конденсата одноконтурной АЭС (для сравнения можно указать, что радиоактивность питьевой воды составляет 10-10 Ки/кг).
Дезактивация жидких радиоактивных отходов опирается на два принципа: во-первых, раздельная дезактивация вод, различающихся по радиоактивности и физико-химическим показателям, и, во-вторых, возможно более полный возврат очищенных вод в пароводяной цикл и наименьший сброс очищенных вод в канализацию.
На первых отечественных АЭС были распространены выпарные установки, питающиеся паром из основного цикла станции. При этом расход пара был прямой энергетической потерей и по возможности его надо было уменьшить в многоступенчатых выпарных установках. Но такие установки сложны, располагать их приходится в биологической защите в необслуживаемых помещениях; исходя из этого обычно применяют одноступенчатые выпарные установки (типа испарителя по рис. 8.5).
Проблема обезвреживания и хранения жидких радиоактивных отходов — одна из важнейших в развитии АЭС и обеспечении их безопасности. Выше было показано большое разнообразие жидких радиоактивных отходов по их радиоактивности, периодичности образования, объемам, подлежащим переработке, требованиям к степени очистки. В связи с этим в системе спецводоочистки создается несколько установок, каждая со своим назначением.
В ряде случаев возникает большой объем радиоактивной воды для переработки, например при необходимости слива всего водяного объема реакторного контура. Было бы неправильно для таких относительно редких случаев предусматривать мощные перерабатывающие установки. После слива всего водяного объема и проведения необходимых работ вновь нужно заполнить реакторный контур. Поэтому возникает необходимость бакового хозяйства — "грязные" баки для слива в них радиоактивной воды, подлежащей переработке, и баки для заполнения их "чистым" конденсатом.
Для АЭС с РБМК предусматриваются следующие отдельные установки:
—байпасная очистка реакторной воды (СВО-1) работает постоянно, в ее составе механический предфильтр и ионообменная установка;
—очистка воды опорожнения реакторного контура, воды бассейнов выдержки и перегрузки и организованных протечек (СВО-2), работает периодически в сочетании с баками "грязного" и "чистого" конденсатов, в ее составе механический предфильтр и ионообменная установка;
—очистка воды контурного охлаждения каналов СУЗ (СВО-3) работает постоянно, в
еесоставе ионообменная установка;
—очистка вод дезактивации и неорганизованных протечек (СВО-4), работает периодически, в нее входят механический предфильтр, выпарная установка и последующая ионообменная установка с раздельными слоями и затем смешанным слоем;
218
—очистка протечек арматуры (СВО-5), работает постоянно, она включает в себя механический предфильтр и ионообменную установку;
—очистка вод взрыхления и регенерации ионообменных фильтров 100%-ной конденсатоочистки (СВО-6), работает периодически, в ее составе механический предфильтр и последующая ионообменная установка с раздельными слоями и затем смешанным слоем;
—очистка вод прачечных и душевых (СВО-7), работает постоянно, в ее составе простейшая выпарная установка; она часто располагается в здании дезактивации слабоактивных вод, отдельном от корпуса спецводоочистки.
Из перечисленных установок СВО-1 и СВО-3 работают в реакторном отделении, остальные — в корпусе спецводоочистки, причем на выпарные установки подается греющий пар из коллектора собственных нужд АЭС.
Системы спецводоочистки для АЭС с ВВЭР и АЭС с РБМК во многом схожи, но есть и различия, связанные, например, с наличием парогенератора на АЭС с ВВЭР и необходимостью очистки его продувочной воды (СВО-5 для АЭС с ВВЭР).
При работе перечисленных установок дезактивированные воды СВО-1 и СВО-3 возвращаются непосредственно в контур, а для остальных СВО собираются в баках чистого конденсата для последующей подачи в реакторный контур. Дезактивированная вода СВО-5 АЭС с ВВЭР возвращается в питательную воду второго контура. Наряду с этим получаются очень высокорадиоактивные кубовые остатки после выпарки и ионообменные смолы с сорбированными ими нуклидами, объемы их очень малы в сравнении с исходными жидкими радиоактивными отходами, и захоронение их требует поэтому меньше места.
Впервые годы существования АЭС эти высокорадиоактивные отходы направлялись
вподземные стальные емкости, причем смолы — гидротранспортом в виде пульпы. Для предотвращения проникновения радиоактивности в грунт стенки этих хранилищ, делались двойными. Однако такой метод хранения не является достаточно надежным. В современных условиях высокорадиоактивные отходы, получаемые в СВО и предварительно собираемые в баках спецводоочистки — отдельно для кубового остатка и для пульпы, подвергаются отверждению, например путем битумирования. Для этого в здании спецводоочистки имеется специальная установка битумирования, переводящая соли, оксиды и смолы в расплавленный битум при содержании до 0,5 кг на килограмм получающейся жидкой смеси. Эта смесь отверждается в специальных блоках и хранится в необслуживаемых помещениях корпуса спецводоочистки. После 5 — 10 лет эти блоки могут быть вывезены со станции в централизованное хранилище для окончательного захоронения. Для хранения битумных блоков на АЭС могут быть созданы и отдельные подземные хранилища в железобетонном исполнении.
Существует также опыт цементирования, а иногда цементирования с остекловыванием для отверждения кубовых остатков. Так как в сравнении с битумными цементные блоки более подвержены разрушению, то цементирование производится в небольших металлических бачках, которые и подлежат захоронению после заполнения.
219
В спецкорпусе должны быть предусмотрены установки для приготовления дезактивирующих растворов, хранилища реагентов и оборудование для периодической дезактивации самих установок СВО. Имеется также оборудование для регенерации ионообменных смол тех СВО, которые работают на водах с малой радиоактивностью. Смолы таких установок используются повторно. К ним относятся, например, СВО для воды парогенератора. Ионобменные смолы установки СВО-1 регенерации не подлежат.
13.8. Организация дозиметрического контроля вокруг АЭС
Существуют как государственные, так и межгосударственные нормы допустимой для человека дозы излучения, причем, к сожалению, они основаны на сравнительно с продолжительностью жизни поколения людей непродолжительному воздействию на организм человека ионизирующего излучения высокой интенсивности. Совершенно недостаточным является пока изучение длительного воздействия малых доз излучения, особенно на детей; такие исследования проводятся.
Экономические преимущества АЭС перед ТЭС могут быть использованы только при соблюдении допустимых норм безопасности как для персонала АЭС, так и для населения близлежащего района и в санитарно-защитной зоне и в самом жилом поселке АЭС и прежде всего для детей. Поэтому придается большое значение контролю за радиационной обстановкой как на АЭС, так и за состоянием окружающей среды в районе действия АЭС.
На каждой АЭС существуют лаборатории внутреннего и внешнего радиометрического контроля, первая из них призвана контролировать условия работы персонала непосредственно в помещениях АЭС, то есть следить за дозой излучения персонала; вторая — контролирует радиационную обстановку на территории АЭС и в санитарно-защитной зоне, а также в жилом поселке при АЭС и 35или 50-километровой зоне вокруг АЭС.
Контроль за внешней средой включает в себя: — контроль мощности дозы гаммаизлучения и годовой дозы на местности; контроль загрязнения атмосферного воздуха, почвы, растительности, воды открытых водоемов; контроль загрязнения продуктов питания и кормов местного производства, в частности, выращенных в санитарнозащитной зоне.
Установка точек дозиметрического контроля, его периодичность и содержание регламентированы, в радиусе 35 или 50 км от АЭС контролируется суммарная доза — на почве, в воздухе и в воде.
220
Г л а в а 1 4
ТРУБОПРОВОДЫ И АРМАТУРА АЭС
14.1. Трубопроводы атомной электростанции
Соединение между собой отдельных агрегатов АЭС требует большого числа трубопроводов. Кроме главных существует большое количество вспомогательных трубопроводов различных диаметров и назначений. Общая протяженность трубопроводов на мощной АЭС — несколько километров. Все трубопроводы и устанавливаемую на них арматуру различают по назначению и основным показателям, например, трубопроводы главного циркуляционного контура, вспомогательные реакторного контура, активной пульпы, питательные и конденсатные, свежего и отборного пара, дренажные и др. Различают также трубопроводы по параметрам (давление, температура), протекающей в них среде (вода, пар, пароводяная смесь, воздух) и уровня ее радиоактивности, периодичности работы (непрерывная работа, периодическое включение). Наиболее ответственны трубопроводы главного циркуляционного контура, так как по этим трубопроводам проходит радиоактивная среда с наибольшими параметрами и расходами.
На атомной электростанции в основном применяют бесшовные трубы — холоднотянутые и горячекатаные, для вспомогательных трубопроводов — сварные. Марки стали для труб, по которым транспортируют коррозионно-неагрессивные среды, зависят от температуры среды. При температуре до 450 используют углеродистые стали 10 и 20. В интервале температуры 450 — 570 — стали перлитного класса, легированные хромом 0,5 — 2,0%, молибденом 0,3 — 1,0% и ванадием 0,2 — 0,4%; наиболее распространены стали 12Х1МФ и 15ХМ1Ф. Такие же стали целесообразны и для температуры ниже 450 , если диаметр трубопровода значителен и целесообразно уменьшить толщину стенки. Для АЭС это относится к трубопроводу насыщенного пара, идущему к турбинам.
Значительное распространение в атомной энергетике получили стали типа ОХ18Н10Т, обладающие наиболее высокой общей коррозионной стойкостью, что важно для поддержания высокой чистоты воды реакторного контура, а также при транспортировке коррозионно-агрессивных сред, например в системах дезактивации. В современных условиях эту сталь с успехом заменяют сталью мартенситно-ферритного класса 10Х9МФБ. По сравнению со сталью 12Х1МФ она имеет более высокие прочностные свойства и высокопластична. В сравнении со сталью 1Х18Н9Т она имеет следующие преимущества — не содержит никеля, экономно легирована хромом, не склонна к коррозии под напряжением, более теплопроводна, менее дорога. Единственный ее прежний недостаток — плохая свариваемость — в настоящее время преодолен. Остальные трубопроводы АЭС выполняют из сталей перлитного класса, а наименее ответственные — из простых углеродистых. Как было указано выше, для реакторного контура ранее широко использовали сталь 1Х18Н9Т. Так, для ВВЭР-440 трубопроводы главного циркуляционного контура диаметром 550 мм выполняли из стали 1Х18Н10Т, что существенно удорожало оборудование АЭС. Поэтому трубопроводы диаметром 850 мм для ВВЭР-1000 и 750 — 900 мм для РБМК-1000 применены штампосварными из перлитной стали с плакировкой изнутри нержавеющей аустенитной сталью толщиной 5 мм. Главное назначение плакировки — защита стали от эрозии, так как при реальной скорости воды в реакторном контуре перлитная сталь в большой мере подвержена эрозии.
221