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

Обращение с жидкими радиоактивными отходами на АЭС - 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

Жидкие радиоактивные отходы (ЖРО) по величине объемной активности в соответствии с СП АЭС-79 подразделяются на низко-, средне- и высокоактивные. Источниками жидких реактивных отходов на АЭС являются:

  1. продувочная вода ядерного реактора и организованные протечки первого контура, воды бассейнов выдержки и перегрузки, воды опорожнения реакторных петель, характеризующиеся наибольшей чистотой, но и наибольшей радиоактивностью;
  2. промывочные растворы, использованные при дезактивации контуров, содержащие твердые радиоактивные оксиды конструкционных материалов;
  3. продувочные воды ПГ, имеющие в сравнении с реакторной водой большее солесодержание, но меньшую радиоактивность, так как она определяется только протечками первого контура;
  4. трапные и обмывочные воды после дезактивации помещений, имеющие по сравнению с водами ядерных реакторов обычно меньшую радиоактивность, но большее содержание примесей;
  5. прачечные и душевые воды - воды наименьшей радиоактивности; источником их является всегда техническая или водопроводная вода, активирующаяся незначительно.

Назначение обработки жидких реактивных 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.      .
Из многообразия способов дезактивации жидких реактивных отходов наибольшее практическое применение на АЭС нашли метод ионного обмена на ионообменных фильтрах (физико-химический процесс) и метод упаривания на выпарных установках (теплохимический процесс). Для некоторых потоков жидких реактивных отходов дезактивация осуществляется двухступенчато: сначала на выпарных установка, а затем на ионообменных фильтрах. Наиболее универсален метод многоступенчатого упаривания в выпарных установках, обеспечивающий высокую степень очистки воды от радиоактивных примесей.
По суммарной удельной активности ЖРО в соответствии с СП АЭС-79 делятся на следующие категории:
а)    слабоактивные - до 1 * 10-5 Кц/л;
б)    среднеактивные - от 1 * 10-5 до 1 Ки/л;
в)    высокоактивные - от 1 Ки/л и выше.
Для сравнения можно указать, что радиоактивность питьевой воды составляет 10-10 Ки/кг.
Проблема обезвреживания и хранения ЖРО является одной из важнейших в развитии АЭС и обеспечении их безопасности. Разнообразие жидких реактивных отходов по их радиоактивности, периодичности образования, объемам, подлежащим переработке, по степени очистки требует создания на АЭС нескольких установок спецводосчистки, каждая со своим назначением.
Для АЭС с ЭБ РБМК-1000 предусмотрены следующие установки: байпасная очистка реакторной воды (СВО-1), которая работает постоянно и имеет в составе механический фильтр и ионообменную установку;
очистка вод опорожнения реакторного контура, воды бассейнов выдержки и перегрузки и организованных протечек (СВО-2), работающая периодически в сочетании с баками "грязного" и "чистого" конденсатов и имеющая в составе механический предфильтр и ионообменную установку;
очистка воды контурного охлаждения каналов СУЗ (СВО-3) работает постоянно, в ее составе 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, а затем смешанным слоем;
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 слабоактивных вод, отделенном от корпуса спецводо- очистки.
Из перечисленных установок СВО-1 и СВО-3 работают в реакторном отделении, остальные - в корпусе спецводоочистки, причем на выпарные установки греющий пар подается из коллектора собственных нужд АЭС.
Системы спецводоочистки для АЭС с ВВЭР и АЭС с РБМК во многом схожи, но есть и различия. Так, в связи с наличием на АЭС с ВВЭР ПГ возникает необходимость очистки его продувочной воды (СВО-5 для АЭС с ВВЭР).
При работе перечисленных установок дезактивированные воды СВО-1 и СВОЗ возвращаются непосредственно в контур ядерной энергетической установки, 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 высокоактивные кубовые остатки после выпарки и ионообменные смолы с сорбированными ими нуклидами. Объемы их невелики по сравнению с исходными ЖРО, и захоронение их требует поэтому меньше места.
Условия сброса очищенных вод должны удовлетворять требованиям " Правил охраны поверхностных вод". Неконтролируемый выпуск воды из спецканализации в водоемы, на поверхность земли, а также в систему хозяйственно-фекальной и производственной ливневой канализации запрещается.
На АЭС должен вестись строгий учет поступления ЖРО из промежуточных емкостей в хранилище жидких отходов (ХЖО) с записью в соответствующем журнале. Ответственность за учет, хранение отходов и правильную эксплуатацию ХЖО несет администрация цеха, в состав которого входит ХЖО.
При эксплуатации ХЖО должна поддерживаться в рабочем состоянии система передачи ЖРО и пульпы из одной емкости в другие, а также в систему окончательной обработки отходов. Хранение жидких реактивных отходов организуется таким образом, чтобы избежать образования в емкостях взрывоопасной смеси и повышения температуры отходов выше заданных значений, указанных в инструкциях. С этой целью в ХЖО осуществляется радиационный контроль мощности дозы у- излучения, концентрации радиоактивных газов и аэрозолей в воздухе помещений. Кроме этого проводится контроль герметичности емкостей ХЖО методом измерения активности в специальных скважинах, охраняемых от засорения, и другими методами. Также осуществляется контроль за протечками ЖРО из трубопроводов, за каналами и лотками; организуется сбор и удаление возможных продуктов протечек.
Хранящиеся на АЭС ЖРО подлежат концентрированию и отверждению. В кубовом остатке ЖРО, направляемых на окончательное захоронение, солесодержание нормируется проектом. Удаление ЖРО должно производиться на специальные пункты захоронения. Захоронение на этих пунктах нерадиационных отходов запрещается. Запрещается также захоронение РО вне специальных пунктов захоронения.



 
« 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.