Поиск по сайту
Начало >> Книги >> Архивы >> Эксплуатация АЭС

Обращение с газообразными радиоактивными отходами - Эксплуатация АЭС

Оглавление
Эксплуатация АЭС
Факторы, определяющие безопасность
Требования к безопасности атомных станций
Методы анализа риска от эксплуатации атомных станций
Принципы обеспечения безопасности атомных станций
Безотказность оборудования
Классификация отказов
Факторы, влияющие на долговечность оборудования
Показатели долговечности
Методы определения и прогнозирования ресурса
Живучесть атомных станций
Характеристика ремонтопригодности оборудования
Обеспечение требований к надежности на этапах проектирования, производства, монтажа и наладки
Обеспечение требований к надежности энергоблока АЭС в процессе эксплуатации
Управление надежностью оборудования энергоблока АЭС при эксплуатации
"качество АЭС" и его показатели
Обеспечение качества на всех этапах жизненного цикла АЭС
Управление качеством АЭС
Система сбора, обработки и анализа информации о качестве и надежности
Система эксплуатации
Характеристика системы эксплуатации АЭС
Система технического обслуживания и ремонта на АЭС
Структура и модель процесса эксплуатации
Характеристика отдельных состояний процесса эксплуатации АЭС
Стратегии эксплуатации
Стратегия эксплуатации, ТОиР по состоянию
Стратегия эксплуатации и ТО по состоянию
Виды эксплуатационно-технической документации
Оперативная документация на АЭС
Техническая документация, оформляемая при обслуживании и ремонте
Задачи эксплуатации
Задачи, функции и организационная структура управления эксплуатацией высшего уровня
Типовая организационная структура управления эксплуатацией АЭС
Функции системы управления эксплуатацией АЭС
Виды работ по ТО оборудования
Планирование и организация работ по ТО оборудования АЭС
Регламент ТО оборудования АЭС
Инструкции по эксплуатации
Определение оптимальной периодичности и объема ТОиР
Ремонт оборудования
Контроль качества отремонтированного оборудования и приемка из ремонта
Испытания оборудования в процессе эксплуатации АЭС
Контроль за состоянием металла
Техническое освидетельствование оборудования АЭС
Управление качеством технического обслуживания и ремонта
Программа обеспечения качества при эксплуатации АЭС
Оценка качества ТОиР на АЭС
Управление качеством ТОиР на АЭС
Работа с персоналом по обеспечению безопасной эксплуатации
Оперативно-диспетчерское управление АЭС
Организация работы персонала при проектных и запроектных авариях
Надежность ОП АЭС
Организация эксплуатации оборудования при пуске ЭБ АЭС
Физический и энергетический пуски энергоблока АЭС
Эксплуатация оборудования при пуске и остановке ЭБ АЭС
Правила эксплуатации реакторной установки при работе на мощности
Организация и виды контроля технического состояния
Методы и средства контроля технического состояния
Контроль целостности циркуляционного контура
Контроль статических и динамических характеристик
Методы идентификации оборудования ядерной энергетической установки
Методы диагностирования оборудования ядерной энергетической установки
Автоматизированный контроль технического состояния
Метрологическое обеспечение контроля технического состояния
Физико-химические процессы в контурах ядерной энергетической установки
Требования к материалам первого контура для ЯЭУ с ВВЭР
Требования к водоподготовке и водно-химическому режиму на АО
Способы регулирования качества теплоносителя ЯЭУ
Очистка теплоносителя ЯЭУ
Топливные циклы на АЭС
Транспортно-технологические операции по обращению с топливом на АЭС
Топливная кампания энергоблока АЭС
Процесс перегрузки топлива реакторных установок
Обращение с газообразными радиоактивными отходами
Обращение с жидкими радиоактивными отходами на АЭС
Обращение с твердыми радиоактивными отходами на АЭС
Дезактивация оборудования на АЭС
Принципы построения и структура систем безопасности
Эксплуатация защитных систем безопасности ЭБ с ВВЭР-1000
Эксплуатация защитных систем безопасности энергоблоков с РБМК-1000
Техническое обслуживание защитных систем безопасности ЭБ с РБМК-1000
Эксплуатация обеспечивающих систем безопасности ЭБ АЭС
Организация эксплуатации систем пожаротушения на АЭС
Эксплуатация локализующих систем безопасности энергоблоков АЭС
Эксплуатация управляющих систем безопасности энергоблока АЭС
Материально-техническое обеспечение эксплуатации
Обеспечение безопасности при эксплуатации
Культура безопасности атомных станций
Обеспечение технической безопасности
Обеспечение радиационной безопасности
Обеспечение ядерной безопасности при эксплуатации АЭС
Количественные показатели уровня культуры безопасности
Индикаторы и методика оценки культуры безопасности
Направления научно-технического прогресса в области эксплуатации АЭС

ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ ПРОЦЕССЫ ПРИ ОБРАЩЕНИИ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ НА АТОМНЫХ СТАНЦИЯХ 22.1.  Обращение с газообразными радиоактивными отходами на АЭС
Эксплуатация АЭС неизбежно сопровождается накоплением газообразных, жидких и твердых радиоактивных отходов.
Источниками загрязнения воздуха радиоактивными веществами могут быть продукты деления ядер, прежде всего иод и инертные газы (криптон и ксенон). Кроме этого возможна активация различных веществ, находящихся в воздухе, например пыли, нейтронами. Стабильный нуклид 40 Ar, содержание которого в сухом атмосферном воздухе составляет 0,93%, под воздействием нейтронов превращаются в радиоактивный нуклид 41 Ar с периодом полураспада 1,82 ч. Наконец, попадание радиоактивных веществ в воздух возможно в результате различных протечек активного теплоносителя первого контура.
Газообразные радиоактивные отходы (РО) появляются в результате работы системы спецвентиляции, особенно в периоды ухудшенной радиационной обстановки на АЭС (например, в периоды перегрузки ядерного топлива). Они могут появляться также в результате работы системы технологических сдувок, которая обеспечивает удаление газов, выделяющихся с надводных пространств " грязных" технологических баков, а также газов, которые вытесняются из баков водой при опорожнении первого контура.
Газообразные радиоактивные продукты могут ухудшить радиационную обстановку в помещениях АЭС и за ее пределами. Поэтому " Санитарными правилами проектирования и эксплуатации атомных электростанций" (СП АЭС-79) установлены нормы допустимых выбросов газообразных радиоактивных продуктов АЭС. В табл. 22.1 и 22.2 приведены соответственно среднесуточные и среднемесячные допустимые нормализованные (ДНВ) и предельно допустимые (ПДВ) выбросы, Ки/сут, отнесенные к 1000 МВт(эл.) мощности атомных станций.
Допускается однократный (или суточный) выброс радионуклидов, превышающий в 5 раз приведенный в табл. 22.1 среднесуточный выброс при условии, что суммарный выброс за один квартал не превысит соответствующего расчетного значения.


Среднемесячное значение выброса в исключительных случаях может превышать в 5 раз значения, указанные в табл. 22.2 при условии, что не будет превышен годовой предел выброса, рассчитанный по этой таблице.
Таблица 22.2

Чтобы обеспечить допустимые выбросы (ДВ) и ПДВ, представленные в табл. 22.1 и 22.2, необходима дезактивация "грязного" воздуха перед его поступлением из вентилируемых помещений в вентиляционную трубу и далее в атмосферу.
В баках "грязного" конденсата, в ВВ отработавших ТВС над уровнем радиоактивного теплоносителя образуется радиоактивная паровоздушная смесь. Для предотвращения ее накопления из надводных пространств проводятся технологические сдувки, подвод которых к вентиляционной трубе недопустим без предварительной дезактивации радиоактивного воздуха.
С целью удаления избыточного тепла и влаги и радиоактивных аэрозолей, выделяющихся при работе оборудования, и создания нормальных санитарно-гигиенических условий для персонала на АЭС осуществляется эксплуатации вентиляционных систем. Вентиляционные установки необходимы на любом промышленном предприятии. Особенность атомных станций - недопустимость перерыва в работе вентиляционных систем. Это объясняется тем, что на любом промышленном предприятии и учреждении вентиляция призвана обеспечить санитарно-гигиенические условия работы персонала, а на АЭС, кроме этого, должна быть обеспечена еще более важная задача - радиационная безопасность персонала. Последняя задача для технологической вентиляции на АЭС является главной, а вопросы обеспечения санитарно-гигиенических условий работы решаются попутно.
В основу создания и эксплуатации систем вентиляции положен принцип раздельной вентиляции зон строгого и свободного режима. Подзоной свободного режима понимается группа помещений АЭС, где исключено воздействие на персонал радиационных факторов. В зоне строгого режима (так называемой контролируемой зоне) возможно воздействие на персонал радиационных факторов. Вентиляция помещений каждой зоны обеспечивается раздельными системами. В зоне строгого режима различают:
обслуживаемые помещения, в которых при работающем ЯР возможно пребывание персонала в течение рабочего дня, если суммарная доза его облучения находится в допустимых пределах (центральный зал, коридоры, лаборатории и т.п.);
полуобслуживаемые (периодически обслуживаемые) помещения, в которых при работающем ЯР допустимо кратковременное, эпизодическое пребывание персонала (например, помещения обслуживания ГЦН);
необслуживаемые помещения, в которых пребывание персонала при работающем ЯР не допускается (например, помещения боксов ПГ, КД, ГЗЗ и т.д.).
Полуобслуживаемые и необслуживаемые помещения - это в основном помещения, в которых располагаются оборудование и трубопроводы первого контура. Как правило, эти помещения герметичны и рассчитываются на избыточное давление до 0,1 МПа с тем, чтобы в случае аварийной разгерметизации первого контура обеспечить локализацию аварии. Отличительными особенностями эксплуатационных условий в этих помещениях являются: 1) высокий у-фон; 2) наличие в воздухе изотопов иода и некоторых инертных газов; 3) значительное количество тепла, выделяемого оборудованием первого контура, и 4) повышенная влажность.
В обслуживаемых помещениях, например в центральном зале, эксплуатационные условия характеризуются незначительным количеством тепла и влаги, а также возможностью появления радиоактивных аэрозолей, вероятность чего резко возрастает во время проведения перегрузок и ППР, когда открываются шахта ЯЭУ и БВ ТВС.
Организация приточно-вытяжной технологической вентиляции
Рис. 22.1. Организация приточно-вытяжной технологической вентиляции в одном из помещений спецводоочистки:
I - вытяжная система полуобслуживаемых и необслуживаемых помещений; II - вытяжная система обслуживаемых помещений; III - приточная система; IV - обслуживаемое помещение (лаборатория); V - необслуживаемые помещения; VI - периодически обслуживаемое (полуобслуживаемое) помещение; VII - обслуживаемый коридор; VIII - обслуживаемое помещение (щит спецводоочистки). 1 - фильтр; 2 — калорифер; 3 - вентилятор; 4 - напорная часть вентилятора; 5 - клапан с электроприводом; 6 - клапан; 7 - обратный клапан; 8 - вентиль; 9, 10 - вытяжные вентиляторы; 11 - аэрозольный фильтр

Системы приточной и вытяжной вентиляции подают и удаляют воздух таким образом, чтобы в помещениях с наибольшим загрязнением воздуха создать разряжение по отношению к менее загрязненным помещениям и таким образом исключить перетекание воздуха из более "грязных" помещений в более чистые (принцип последовательного или ступенчатого подключения). В качестве примера на рис. 22.1 показана схема приточно-вытяжной технологической вентиляции в одном из помещений спецводоочистки.
Для вентиляции необслуживаемых и полуобслуживаемых помещений приточный воздух сначала подается в обслуживаемые коридоры и перепускается в помещения через клапаны избыточного давления. Разряжение в этих помещениях (примерно 100-150 Па) создается вытяжными системами. Клапаны могут быть настроенные на перепады давления от 30 до 100 Па. Они предназначены для локализации аварий, сопровождающихся значительными утечками теплоносителя первого контура и соответствующим повышением давления в герметичных помещениях. Для проветривания необслуживаемых и полуобслуживаемых помещений после возможных аварий на АЭС имеются приточные вентиляционные системы, подающие воздух непосредственно в эти помещения, которые при нормальном режиме работы ЯЭУ отсечены клапанами-заглушками с электроприводом. Воздух, удаляемый из необслуживаемых помещений вытяжными системами, очищается в аэрозольных (тканевых) и угольных фильтрах и выбрасывается через вентиляционную трубу. При повышении давления в этих помещениях сверх установленных пределов (обычно сверх 300 Па, что свидетельствует об аварийной ситуации), вытяжные системы отсекаются клапанами-заглушками. Для удаления избыточного тепла используются рециркуляционные установки, с помощью которых температура в помещениях поддерживается в пределах 315-325 К.
В обслуживаемые помещения воздух подается непосредственно приточными системами. В соответствии с санитарными нормами СП АЭС-79 он фильтруется в масляных фильтрах, а в зимнее время дополнительно подогревается. В стационарном режиме работы ЯР не предполагается выделение в воздух обслуживаемых помещений радиоактивных аэрозолей и газов. Для предупреждения распространения возможных загрязнений из обслуживаемых помещений в зону свободного режима в обслуживаемых помещениях поддерживается небольшое разряжение - около 30-50 Па. Санитарными правилами СП АЭС-79 предусматривается воздухообмен в основных обслуживаемых помещениях не менее однократного в час. Воздух удаляется из обслуживаемых помещений вытяжными системами в вентиляционную трубу без очистки. Как правило, осуществляется двухкратный воздухообмен в час.
Описанная схема организации вентиляции зоны строгого режима, когда воздух последовательно направляется из более " чистых" помещений в более "грязные", часто называют ступенчатой системой подачи воздуха в отличие от схемы непосредственной подачи воздуха, когда его подают в каждое помещение и удаляют из него самостоятельно. Достоинства ступенчатой подачи воздуха: 1) уменьшение общего объема вентиляционного воздуха; 2) сохранение разности давления между "чистыми" и “грязными" помещениями; 3) стабильность направления потоков воздуха при отказе какого-либо вентилятора.
Во время эксплуатации систем вентиляции должны контролироваться следующие параметры:
давление (разряжение) и температура воздуха в помещениях; напор, развиваемый вентиляторами; расход воздуха; сопротивление фильтров;
концентрация радиоактивных газов и аэрозолей до и после фильтров.
Объем и периодичность контроля определяются местными инструкциями. Концентрация радиоактивных газов и аэрозолей в вентиляционных трубах АЭС контролируется непрерывно.
Важной составной частью вентиляционных систем, обслуживающих центральный реакторный зал, является рециркуляционная установка. Она предотвращает выход в воздух газов и аэрозолей вместе с водяным паром с открытой водной поверхности шахты ВВЭР и БВ ТВС во время их перегрузки. Эта рециркуляционная установка обеспечивает перекрытие водного зеркала направленным потоком воздуха с последующей его очисткой.
Все приточные и вытяжные системы, обеспечивающие вентиляцию помещений зоны строгого режима, обязательно резервируются, причем во многих случаях предусматривается дублирование систем и элементов с автоматическим вводом резерва. Вытяжные вентиляционные системы ответственных потребителей запитываются от сети надежного электропитания и имеют самозапуск после перерыва питания. Запрещается объединение различных по степени загрязненности помещений воздуховодами одной системы вентиляции. Вентиляция реакторного зала осуществляется самостоятельной системой, при этом воздухообмен в реакторном зале при условии посещения его персоналом должен быть не менее однократного в час. На период ППР в помещениях, где возможно появление радиоактивных газов и аэрозолей предусматривается увеличение удаляемого воздуха из этих помещений за счет включения резервного агрегата вытяжных систем. Основными помещениями зоны свободного режима для двух- и трехконтурных АЭС являются машинный зал, помещения щитов управления, лабораторий и др. Во время работы там выделяется значительное количество тепла, а в машинном зале - тепла и влаги. Для их удаления в машинном зале, как правило, предусматривается естественная аэрация или приточно-вытяжная вентиляция с механическим возбуждением. В помещениях щитов управления обычно применяется кондиционирование воздуха.
Для АЭС с одноконтурной схемой вентиляция машинного зала осуществляется по той же схеме, как и других обслуживаемых помещений зоны строгого режима.
Все воздушные выбросы с АЭС производятся через вентиляционную трубу высотой 100-150 м. Например, для АЭС с ВВЭР-440 сооружается на два блока одна труба высотой 120 м, диаметром в устье 3 м. Общий объем выбрасываемого через нее воздуха составляет 527 000 м3/ч при скорости выброса 20 м/с.
Дезактивация газообразных РО АЭС требует удаления из вентиляционного воздуха радиоактивных веществ, содержание которых строго нормируется (см. табл. 22.1 и 22.2). Удаление газообразных РО необходимо из многочисленных технологических установок, в потоках которых находится влагосодержащая газовоздушная смесь. Объем таких сдувок существенно увеличивается при перегрузке ЯТ, так как в эти периоды для предотвращения выхода газов и аэрозолей вместе с водяными парами с поверхностей воды в открытых бассейнах перегрузки и выдержки воздух приточным вентилятором подается направленной струей над зеркалом воды с одной стороны и отсасывается вытяжным вентилятором с противоположной стороны бассейнов и направляется в систему дезактивации газообразных РО.
Аналогичные сдувки периодически производятся из барботера системы компенсации объема, из системы дожигания водорода и из надводных пространств баков "грязного" конденсата. Из этих потоков необходимо удалять в основном инертные (благородные) газы и йодистые соединения.
Для дезактивации радиоактивных газов применяется два способа: выдержка в газгольдерах или очистка в адсорбционных установках. Возможно сочетание обоих методов. Если основные изотопы инертных газов выдерживать несколько часов в газгольдерах, то из-за сравнительно небольшого периода полураспада радиоактивность их быстро спадает (прежде всего 133Хе). При этом образуются либо стабильные, либо новые радиоактивные вещества, часто в виде аэрозолей с меньшей радиоактивностью. Их можно задерживать аэрозольными фильтрами. Газгольдеры могут монтироваться непосредственно в нижней части вентиляционной трубы. В них уменьшается активность газов в 3-6 раз. Это единственный способ очистки газа от Ar.
В газгольдерных установках газы технологических сдувок сначала поступают в газоохладители, где конденсируется водяной пар, вынесенный вместе с газами. Этот конденсат радиоактивен и поэтому он направляется на спецводоочистку, а газы проходят аэрозольные фильтры и подаются в газгольдеры (две рабочие и одна резервная емкости). Время выдержки газов принимают по распаду 133Хе . После выдержки газы снова направляются в аэрозольные фильтры и выпускаются в вентиляционную трубу.
Широкое распространение на АЭС получил метод очистки радиоактивных газов, основанный на сорбции Хе и Кг на активированном угле. Установки, где осуществляется этот процесс, называют радио- хроматографическими газовыми системами (РХГС). Принципиальная схема такой установки для АЭС с ВВЭР-440 приведена на рис. 22.2.
Газовые сдувки, имеющие после сжигания водорода большую влажность, поступают в теплообменник 2 со встроенным влагоудалителем при температуре 333-343 К. При прохождении через теплообменник газы охлаждаются до 293 К и направляются на влагоотделитель, заполненный стекловолокном. За влагоотделителем установлены цеолитовые фильтры 4, где осуществляется глубокая осушка газа. В цеолитовом фильтре за счет выделения тепла адсорбции газ нагревается до 333-343 К. Чтобы адсорбция Хе и Кг активированным углем происходила более эффективно, газ охлаждается в теплообменнике 5 до 293 К и направляется в фильтры-адсорберы 6, после чего газ газодувкой 7 сбрасывается в вентиляционную трубу 8.
На АЭС с РБМК внизу вентиляционной трубы размещается установка подавления активности (УПАК). В ее состав входят специальные фильтры, заполненные активированным углем, на которых очищаются газообразные сбросы эжекторов турбин одноконтурной ЯЭУ и сбросы из системы очистки гелия газового заполнения кладки ядерного реактора.
На АЭС должна постоянно проводиться работа по снижению активности газообразных выбросов. Эксплуатация систем очистки и удаления воздуха должна исключать возможность превышения предельно допустимой дозы выбросов радиоактивных веществ, установленной действующими правилами.
схема РХГС ВВЭР-440
Рис. 22.2. Принципиальная схема РХГС ВВЭР-440:
1 - расходомер; 2, 5 - теплообменники; 3  - влагоотделитель; 4 - цеолитовые адсорберы; 6 - угольные адсорберы; 7 - газодувка; 8 - вентиляционная труба

Эксплуатация АЭС запрещается при активности газообразных выбросов, превышающей предельно допустимую. При наличии на АЭС нескольких вентиляционных труб активность выбросов через каждую из них должна нормироваться таким образом, чтобы суммарная активность не превосходила установленную.
Все удаляемые из технологического оборудования газы и воздух, содержащие радиоактивные вещества, перед выбросом в атмосферу должны подвергаться очистке, а при необходимости - выдержке в специальных газгольдерах.
При аварии на АЭС, приводящей к загрязнению радионуклидами атмосферы в зоне воздухозаборных устройств приточных систем и вспомогательных зданий, следует выключить приточно-вытяжные обменные системы вентиляции, не связанные с обеспечением работы технологического оборудования при ликвидации аварии.
Система очистки удаляемых из технологического оборудования газов должна быть оснащена необходимыми контрольно-измерительными приборами. Управление этой системой должно осуществляться дистанционно.
Во всех элементах оборудования систем сбора и очистки газов, газгольдерах и других емкостях, где возможно выделение и накопление водорода, систематически должна контролироваться его концентрация. Концентрация водорода в газе более 3% не допускается. Элементы, подлежащие контролю на возможное выделение и накопление водорода, должны быть указаны в инструкции на основании проекта АЭС. Эксплуатация установки дожигания водорода должна осуществляться в соответствии со специальной инструкцией. Запрещается эксплуатация этой установки при объемной концентрации водорода за контактным аппаратом более 1%. Если температура поступающего на контактный аппарат газа ниже 1200 С, то длительная (более 3 ч) эксплуатация установки дожигания водорода запрещается.
Осмотр оборудования систем вентиляции, очистки газов и дожигания водорода, опробование резервных агрегатов и переход на них осуществляется периодически по графику. Ремонт вентиляционных агрегатов или замена фильтров на системах ремонтной вентиляции не должны выполняться в период проведения ППР или перегрузки ядерного топлива, за исключением резервных вентиляционных установок.



 
« Шинопроводы в электрических сетях промышленных предприятий   Эксплуатация водохранилищ-охладителей электростанций »
Карта сайта + все метки | Контакты
© Электроэнергетика При перепечатке и цитировании активная гиперссылка на сайт обязательна.