Радиационная безопасность

Структурная схема обеспечения радиационной безопасности АЭС

Осколки деления ядер топлива являются фактором, определяющим радиационную обстановку на АЭС
Газообразные осколки деления могут выделяться из теплоносителя при изменении его теплофизического состояния. Вследствие этого они могут скапливаться в верхних частях оборудования АЭС (в компенсаторе объема и барбатере, коллекторах парогенератора, ГНЦ и т.п.), откуда удаляются в систему СГО.
Особенно интенсивное выделение газообразных осколков деления происходит при снижении параметров 1-го контура, организованном выводе части теплоносителя из циркуляционного контура, например, при сбросе теплоносителя в баки грязного конденсата и т.п.
Для вывода газообразной топливной активности из этих емкостей осуществляется вентиляция их газовых объемов азотом с последующей подачей парогазовых смесей в систему СГО.

Система дожигания водорода
Кислород, образующийся из воды при ее радиолизе, расходуется на коррозию конструкционных материалов реакторной и внереак-торной частей 1-го контура.
Коррозия в условиях циркуляционного контура АЭС с ВВЭР протекает по электрохимическому типу с водородной деполяризацией, что дает дополнительный источник генерации водорода в контуре.
Коррозионный водород, выделяющийсяиз теплоносителя, вместе с радиолитическим водородом и другими газами поступает в систему СГО. Наличие водорода создает опасность взрыва в системе СГО (нижний предел взрывоопасной концентрации водорода в воздухе 0,041 или 4,1 % его объемной доли).
Газовые смеси освобождают от водорода методом сжигания, т.е. инициируя контролируемую химическую реакцию его соединения с кислородом при контакте с катализатором. Продуктом этой реакции является вода.

Образование радиоактивных отложений на оборудовании
Водный теплоноситель содержит примеси, которые могут состоять из двух групп: естественных примесей и продуктов коррозии.
Примеси природной воды (естественные примеси), которые могут в определенных количествах оставаться в теплоносителе после его обработки в системах водоподготовки, не представляют опасности с точки зрения образования радиоактивных отложений, так как их концентрации остаются постоянными, поскольку внутренние источники обогащения теплоносителя этими примесями в циркуляционном контуре АЭС отсутствуют. В связи с этим их концентрации остаются в пределах растворимости.
Кроме того, эти примеси дают в результате ядерных реакций радионуклиды, обладающие Р-излучением, которое имеет малую проникающую способность, и оно практически целиком поглощается стенками трубопроводов или других металлоконструкций.

Продукты коррозии представляют собой оксидные и гидрооксидные формы элементов, входящих в состав конструкционных мате­ риалов реакторного контура.
Продукты коррозии образуются на поверхности металлов и сплавов, контактирующих с теплоносителем, а затем переходят в него в качестве примеси в результате диффузии или гидродинамического воздействия потока теплоносителя.
Так как эти примеси поступают из внутреннего источника (конструкционные материалы циркуляционного контура), этот процесс продолжается в течение всего периода эксплуатации АЭС.
Скорость коррозии конструкционных материалов реакторного контура АЭС с течением времени падает, но на определенном уровне остается длительное время, и в соответствии с выходом продуктов коррозии продолжается их поступление в теплоноситель.
Вместе с циркулирующим теплоносителем примеси продуктов коррозии проходят через активную зону, где участвуют в ядерных реакциях с нейтронами излучения.

Радиоактивные отложения образуются на всех поверхностях реакторного контура, контактирующих с теплоносителем
Радиоактивные отложения, находящиеся непосред­ственно в пределах реактора, составляют малую долю мощности дозы излучения реактора и не оказывают заметного влияния на работу АЭС. Основное внимание поэтому уделяется образованию радиоак­тивных отложений во внереакторной части циркуляционного контура (парогенераторы, ГЦН, трубопроводы и арматура).
Можно назвать три основных механизма, ответственных за накопление радионуклидов на оборудовании АЭС, расположенном во внереакторной части контура циркуляции теплоносителя.

Коррозия конструкционных материалов активной зоны и реактора в целом.
Коррозия конструкционных материалов внереакторной части контура.
Отложения продуктов коррозии внереакторной части конту­ра в реакторе на теплопередающих поверхностях (оболочках твэ-лов) и на поверхностях без теплообмена (внутриреакторных устройствах, корпусе и т.п.).
Слой отложений представляет собой ди­намичную структуру, в которой непрерывно протекают процессы осаждения и смыва.
На АЭС с ВВЭР-1000 этим трем механизмам образования радиоактивных отложений противостоит лишь один фактор — непрерывный отвод части теплоносителя из контура циркуляции на очистную установку (СВО-1 или СВО-2). В связи с этим байпасную очистку теплоносителя, обеспечивающую поддержание концентрации продуктов коррозии в теплоносителе в допустимых пределах, следует рассматривать как установку непрерывной дезактивации первого контура.

Транспорт продуктов корозии и радионуклидов продуктов коррозии по реакторному контуру осуществляется теплоносителем..
Баланс примесей в нем составляется в соответствии с технологической взаимосвязью основного оборудования,
Технологическая последовательность взаимосвязи основного оборудования реакторного контура АЭС с ВВЭР:
1 — оболочка твэла; 2 — слой отложений на оболочке твэла; 3 — компенсатор дав­ления; 4 — корпус ПГ; 5, 6 — горячий и холодный коллекторы ПГ; 7 — трубка теп-лообменной поверхности ПГ; 8 — ГЦН; 9 — циркуляционные трубопроводы реак­торного контура; 10 — системы СВО

Методы и средства дезактивации оборудования
Для реакторного контура в целом используют, как правило, химические методы дезактивации.
Методы периодической химической дезактивации разрабатываются применительно к конкретным условиям данной АЭС с учетом количества, структуры, химического и изотопного состава отложений и целей дезактивации.
Если дезактивация должна быть полной, то при разработке методов следует исходить из необходимости полного растворения всего оксидного слоя, включая и труднорастворимые соединения.
При выборе метода дезактивации конкурирующие методы оценивают по следующим критериям: длительности процесса; коэффициенту дезактивации; степени коррозионного воздействия на основные конструкционные материалы; количеству сбросных радиоактивных вод; возможности концентрации радиоактивности, например, на ионообменных фильтрах; технологическим условиям проведения процесса дезактивации по температуре, времени, скорости движения раствора; возможности использования основного оборудования контура; дефицитности реагентов, их стоимости, условиям хранения, обращения и т.д.

Химический метод дезактивации используют применительно к оборудованию установок спецводоочистки, циркуляционных петель реактора и контура в целом, насосам, арматуре, приводам СУЗ, чехлам хранения кассет и инструменту.
Иногда для удовлетворения эксплуатационных потребностей мо­жет оказаться достаточной дезактивация части реакторного контура. Этой цели служат специальные дезактивационные установки, например установка для дезактивации парогенераторов, созданная в России и используемая на практике, в том числе и за рубежом. Оптимизация режимов и средств дезактивации должна осуществляться с учетом не только количества накопившейся радиоактивности на оборудовании, но и темпа ее нарастания.

Максимальный уровень роста радиоактивности до проведения дезактивации определяется рядом технико-экономических соображений.
Основа комплекса экономических соображений — эквивалентность затрат на дезактивацию и экономия на трудозатратах (с учетом дозовой нагрузки) для проведения осмотра, ревизии или ремонта оборудования после дезактивации.
Естественно, стоимость дезактивации должна быть меньше или, по крайней мере, равна достигаемой экономии., главными затратами при дезактивации являются недовыработка электроэнергии и стоимость переработки отходов, в связи с чем стоимость дезактивации существенно возрастает при увеличении продолжительности дезактивации и количества радиоактивных сбросов.

Обращение с радиоактивными отходами на атомной электростанции
Классификация радиоактивных отходов
К радиоактивным отходам (РАО) относятся не подлежащие дальнейшему использованию растворы, газы, изделия, материалы, оборудование, аппаратура, грунт, содержащие радиоактивные вещества в количествах, превышающих безопасные для экосферы значения, установленные действующими нормативами.
Радиоактивные отходы классифицируются по агрегатному состоянию, уровню активности и физико-химическому состоянию .
По агрегатному состоянию РАО подразделяются на жидкие, твердые и газообразные.
По уровню активности жидкие отходы (ЖРО) подразделяются на высокоактивные, среднеактивные и низкоактивные ; твердые (ТРО) — на отходы 1-й группы (слабоактивные), 2-й группы (среднеактивные) и 3-й группы (высокоактивные);

в настоящее время единствен­ным приемлемым способом относительного обезвреживания отходов яв­ляется хранение в течение длительного времени с целью распада со­держащихся в них радионуклидов.
необходимая продолжительность их контролируемого хранения, должна составлять:
до 300 лет — для отходов низкого и среднего уровней активности, содержащих продукты активации и малые количества долгоживущих продуктов деления;
до 1000 лет — для высокоактивных отходов, содержащих долго-живущие продукты деления;
более 1000 лет — для отходов, содержащих трансурановые элементы .
Радиоактивные отходы, образующиеся на АЭС в период эксплуатации относятся в основном к низкоактивным отходам и содержат радионуклиды с периодом полураспада менее 30 лет. Количество высокоактивных отходов составляет менее 1 % общего количества РАО.

Схема обращения с РАО

Общие требования к хранилищам:
обеспечение максимально возможной степени безопасности пер­сонала АЭС, населения и окружающей среды;
обеспечение надежности хранения РАО на весь период хранения; поддержание заданного режима хранения;
обеспечение возможности извлечения отходов для дополнитель­ной обработки и/или захоронения;
обеспечение надежного контроля за безопасностью хранения.
Требования к хранилищам жидких радиоактивных отходов предусматривают хранение данного вида отходов в специальных емкостях, конструкция которых исключает возможность утечек радиоактивных растворов в грунт и подземные воды.
Емкости должны быть обеспечены системами перемешивания содержимого, теплоотвода, выдачи растворов в необходимом режиме, кон­троля уровня, температуры, давления и радиационного контроля. Обя­зательно наличие системы разбавления радиолитического водорода.
Требования к хранилищам твердых радиоактивных отходов предусматривают хранение твердых и отвержденных РАО в специальных отсеках с учетом характеристик отходов и упаковок.

Практика обращения с радиоактивными отходами на АЭС с реактором ВВЭР
Отработавшие тепловыделяющие сборки временно хранят в бассейне выдержки энергоблока, а в дальнейшем (вплоть до момента вывоза на радиохимический комбинат) — в хранилище отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ).
Обращение с твердыми радиоактивными отходами. При сор­тировке ТРО 1-й группы подразделяются на сжигаемые, прессуемые и не перерабатываемые. Сортировка проводится по месту сбора ТРО путем загрузки в соответствующие контейнеры. При этом, крупногабаритное оборудование подвергается разборке и фрагментации до требуемых габаритов. Дезактивированные металлические отходы направляются на переплавку.
Для обеспечения безопасного обращения с ТРО используют специальные контейнеры, конструкция которых предусматривает возможность механизированной погрузки и разгрузки. Биологическая защита контейнеров должна обеспечивать мощность дозы на расстоянии 1 м от сборника с РАО на более 10 мбэр/ч.

Обращение с жидкими радиоактивными отходами.
При экс­плуатации энергоблока с реактором ВВЭР для переработки ЖРО предусмотрены установки специальной водоочистки. Имеется семь видов специальных водоочисток. Часть систем СВО относится к ус­тановкам спецводоочисток реакторного отделения (это СВО-1 и СВО-2), а часть (СВО-3, СВО-4, СВО-5, СВО-6 и СВО-7) — к ус­тановкам спецводоочисток спецкорпуса.
Система СВО-1 предназначена для очистки теплоносителя 1-го контура от дисперсных продуктов коррозии конструкционных материалов и является системой нормальной эксплуатации.
Система СВО-2 предназначена для очистки теплоносителя в ходе всех операций, связанных с изменением концентрации борной кислоты в 1-м контуре, для снижения активности или концентрации хлоридов в теплоносителе, при разогреве 1-го контура во время пуска, а также для очистки организованных протечек контура в период нормальной эксплуатации.

Система СВО-2 размещается в реакторном отделении. Установка СВО-2 имеет системы технологического контроля, радиационного контроля, автоматического регулирования, дистанционного управления и технологической сигнализации.
Система СВО-3 предназначена для очистки трапных вод: неорганизованных протечек объектов реакторного отделения и технического водоснабжения, вод дезактивации, регенерационных вод (после регенерации и взрыхления ионообменных фильтров всех спецводоочисток), возвратных вод узла хранения ЖРО, вод с повышенным уровнем активности из контрольных баков установок СВО-4, СВО-5, СВО-6, СВО-7.

Основные принципы вывода ядерных энергоблоков из эксплуатации
В сводах положений МАГАТЭ по безопасности АЭС понятие «снятие с эксплуатации» трактуется как «...процесс окончательного прекращения эксплуатации АЭС».
В соответствии с определением МАГАТЭ, существуют три стадии вывода ядерного энергоблока из эксплуатации:
1) хранение под наблюдением;
2) частичный демонтаж, с ограниченным использованием площадки;
3) полный демонтаж с неограниченным использованием площадки.
Стадии 1 и 2 могут быть отдельными вариантами вывода объекта
из эксплуатации, но обычно рассматриваются как промежуточные, ведущие к заключительной третьей стадии.

В общем виде вариант ликвидации ядерных энергоблоков включает следующие этапы

(консервация) энергоблока — это подготовка энергоблока к последующему длительному хранению под наблюдением..
На этом этапе необходимо завершить вывоз с промплощадки отработавшего ядерного топлива, закончить строительство и ввести в эксплуатацию дополнительные сооружения для хранения радиоактивных отходов, завершить дезактивационные работы, задействовать ужесточенную систему радиационного контроля и физической охраны зданий и сооружений, выполнить локализацию активного оборудования (соорудить дополнительные барьеры) для недопущения воздействия радиоактивности на внешнюю среду.
На этом же этапе следует завершить комплексное обследование состояния зданий, сооружений, систем и оборудования и по его результатам принять окончательное решение: о перепрофилировании блока или о необходимости вывода его из эксплуатации.
На выполнение работ данного этапа потребуется ориентировочно от 3 до 5 лет;