«ОДЕССКИЙ НАЦИОНАЛЬНЫЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ Учебное пособие для студентов специальности 8.090502 Атомная энергетика Одесса ОНПУ 2010 Министерство образования и науки Украины ОДЕССКИЙ ...»

Если на трубопроводах в нормальных условиях эксплуатации арматура находится в закрытом положении или установлены заглушки, то вся арматура на этих трубопроводах может устанавливаться с ручным приводом, но она должна быть гарантированно закрыта (например, замок, пломба и т. п.). В этом случае предусматривается два барьера – внутри герметичного помещения и вне его.

Проверка отсечной арматуры на плотность предусматривается в период проверки плотности герметичного помещения. В случае невозможности проверки отдельных единиц отсечной арматуры на работоспособность при работе блока на мощности допускается проверка этой арматуры при плановых остановках энергоблока.

При аварии, связанной с разгерметизацией первого контура, внутри герметичных помещений или защитной оболочки образуется паровоздушная атмосфера. При этом в зависимости от масштаба течи возрастает давление внутри герметичного объема. Одновременно за счет уменьшения теплоотвода от активной зоны, возможно разрушение твэлов и выход газообразных и летучих продуктов деления ядерною топлива. Для снижения давления необходимо сконденсировать пар из паровоздушной смеси.

Основные технические средства очистки воздуха в помещениях локализации – спринклерные установки, действие которых основано на увлечении растворимых продуктов деления (особенно радиоактивных изотопов иода) каплями разбрызгиваемой жидкости, фильтры для улавливания радиоактивных аэрозолей, скрубберы и адсорберы для снижения концентрации паров летучих веществ и инертных радиоактивных газов (ИРГ). Содержание продуктов деления в воздухе производственных помещений АЭС резко снижается также в результате конденсации паровоздушной смеси, образующейся при истечении теплоносителя первого контура. Радиоактивный конденсат вместе с водяной фазой скрубберов и спринклеров самотеком поступает в дренажный бак штатной системы сбора и переработки жидких радиоактивных отходов АЭС.

Спринклерная система должна обеспечить непревышение расчетного давления в герметичном помещении при разуплотнении первого контура и в дальнейшем снижение давления за время не более 10 ч. В случае использования систем локализации аварий с обеспечением послеаварийного разряжения, спринклерная система должна обеспечить это разряжение за время не более 30 мин. Для снижения активности в герметичном помещении при аварийном разуплотнении первого контура в спринклерную воду вводят вещества, которые, вступая в химическую реакцию с йодом, связывают его (например, Nа2B4O7). При работе спринклерной системы конденсация пара происходит значительно быстрее, чем при естественной конденсации.

На современных реакторах ВВЭР спринклерная система применяется в сочетании с гидроемкостями (см. рис. 10.3, 10.21).

Для повышения эффективности действия спринклерной системы применяют специальные сопла, располагаемые на верхних отметках герметичных помещений. В защитных оболочках большого объема, рассчитанных на полное давление, спринклерная система, как правило, выполняется в виде кольца сопл на потолке оболочки.

Для повышения надежности спринклерная система состоит из нескольких независимых групп, каждая из которых способна выполнять функции, возложенные на всю систему в целом.

Управляющие СБ выполняют функции автоматического включения устройств защитных, локализующих и обеспечивающих систем, а также контроль за их работой.

Требования к управляющим СБ.

1. Автоматические управляющие системы (включающие в себя электрические, гидравлические, механические и другие устройства и схемы) через защитные устройства должны предотвращать или ликвидировать условия, приводящие к повреждению твэлов выше проектных пределов.

2. Срабатывание органов системы воздействия на реактивность не должно зависеть от наличия внешних источников энергии.

3. Должна быть обеспечена надежность управляющих СБ, которая достигается за счет соответствующих требований к качеству изготовления; многоканальности систем; проверки и испытания элементов и систем в процессе эксплуатации; наличия бесперебойного электропитания. Повреждение управляющих СБ должно приводить к появлению сигнала на пульте управления и вызывать действия, направленные на обеспечение безопасности АЭС.

4. Многоканальность системы и независимость каналов должны быть таковы, чтобы любые единичные отказы в управляющей СБ (в том числе отказы по общей причине) не нарушали ее работоспособности. Многоканальность подразумевает наличие не менее двух независимых каналов. Для достижения полной независимости каналов используются различные принципы (срабатывание по разным параметрам, применение разных детекторов и т.п.).

5. Управляющие СБ должны быть в такой мере отделены от системы контроля и управления, чтобы нарушение или вывод из работы любого элемента или канала системы контроля и управления не влияли на способность управляющей СБ выполнять предъявляемые к ней требования обеспечения безопасности.

6. Должна быть предусмотрена возможность ручного приведения в действие СБ. Повреждение в цепи автоматического включения не должно препятствовать включению и осуществлению функций безопасности. Для ручного включения должно быть достаточным воздействие на один элемент (ключ или кнопку).

7. Управляющие СБ должны быть спроектированы таким образом, чтобы начавшееся действие доводилось до полного выполнения функции. Возвращение в исходные состояния должно требовать последовательных действий оператора. Построение управляющих СБ должно сводить возможность ложных срабатываний к минимуму.

8. Должны быть предусмотрены средства для проверки работоспособности отдельных каналов и управляющих СБ в целом в процессе эксплуатации ЯР. Если способность выполнения функции какой-то частью управляющей СБ потеряна, на пульт управления должна непрерывно поступать соответствующая информация.

9. Должна быть обеспечена возможность приведения в действие СБ и получения информации о состоянии ЯР с РЩУ, если по каким-либо причинам (пожар и т.п.) этого нельзя сделать с БЩУ.

1. Для чего предназначены и какие функции выполняют СБ АЭС?

2. Приведите классификацию СБ АЭС в соответствии с их функциональным назначением и структуру СБ АЭС с ВВЭР-1000.

3. Сформулируйте постулат на котором основан критерий безопасности СБ АЭС.

Каков принцип построения каналов СБ и чем достигается их независимость?

4. Каково отличие во включении механизмов СБ при наличии напряжения на шинах СН и при отсутствии напряжения на шинах СН? Возможно ли отключение механизмов СБ оператором во время их работы по аварийным сигналам?

5. По каким аварийным сигналам включаются общеблочные механизмы СБ?

6. В каком режиме работают механизмы СБ при работе блока на номинальных параметрах? Как осуществляется постоянный контроль работоспособности СБ при номинальном режиме работы блока? Что предписывает регламент при отказе какого-либо элемента канала СБ при работе блока на номинальных параметрах?

7. Назначение активной части САОЗ ЭБ АЭС с ВВЭР и предъявляемые к ней требования? Состав канала активной части САОЗ ВД и НД (см рис.).

8. Опишите работу активной части САОЗ ВД и НД. Техническое обслуживание 9. Пассивная часть САОЗ. Зачем нужна пассивная часть при наличии активной?

Назначение, состав и характеристика элементов, особенности подключения, работа при различных режимах эксплуатации ЭБ. Эксплуатационные режимы пассивной части САОЗ.

10. Эксплуатационные режимы активной части САОЗ при плановых и аварийных 11. Система аварийного впрыска бора ВД. Назначение, состав и характеристика элементов, работа системы при нормальном и аварийном режимах ЭБ.

12. Система аварийной подпитки первого контура ВД. Назначение, состав и характеристика элементов, работа системы при нормальном и аварийном режимах работы ЭБ. Техническое обслуживание системы.

13. Система аварийной подачи питательной воды в ПГ. Назначение, состав системы и характеристика элементов. Особенности схемы подключения насосов. Работа системы при различных режимах работы ЭБ. Обслуживание системы.

14. Система защиты первого контура ВВЭР от превышения давления. Назначение, состав элементов и их характеристика. Работа системы в различных режимах 15. Описание конструкции КД и ББ системы КД ЭБ с ВВЭР-1000. Режимы нормальной эксплуатации системы КД (плановый разогрев, гидроиспытания, стационарный режим, опробование клапанов ИПУ, плановое расхолаживание, аварийные режимы).

16. Система защиты второго контура от превышения давления. Назначение, состав системы. Порядок срабатывания элементов системы в аварийных режимах ЭБ.

17. Система удаления парогазовой смеси из первого контура. Назначение, работа системы при различных режимах работы ЭБ (пуск, работа на мощности, останов, аварийные режимы при течах в первом контуре). Чем обеспечивается качество и надежность работы системы?

18. Обеспечивающие системы. Состав (перечислить), назначение каждой из систем.

19. РДЭС. Назначение, состав, функционирование при нормальной эксплуатации и при аварийных ситуациях.

20. САЭ. Назначение, состав, работа при различных режимах ЭБ.

21. Системы технического водоснабжения. Перечень систем для ЭБ с ВВЭР-1000.

Состав и назначение каждой из них.

22. Системы охлаждения потребителей реакторного отделения. Состав, назначение, особенности каждой из них, работа при различных режимах ЭБ.

23. Системы вентиляции помещений АЭС. Состав, назначение, особенности работы каждой из них.

24. Системы пожаротушения на АЭС. Ответственность руководителей различного ранга за пожарную безопасность объектов. Какие бывают системы пожаротушения, обслуживание этих систем. Кто руководит пожаротушением до прибытия специализированных подразделений? Объем и периодичность контроля за системами пожаротушения.

25. Локализующие системы безопасности. Назначение, состав, требования, предъявляемые к локализующим системам.

26. Система герметичных помещений. Особенности устройства этих систем на блоках с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

27. Системы герметичных помещений на ЭБ с ВВЭР-440. Система локализации аварий на ЭБ с ВВЭР-440 (состав, устройство, особенность работы).

28. Защитные оболочки. Разновидности защитных оболочек, особенности конструкции различных оболочек и их работа. Барьеры локализации.

29. Спринклерные системы. Назначение, состав, работа системы в различных режимах ЭБ АЭС с ВВЭР.

30. Управляющие системы. Назначение, состав, требования, предъявляемые к ним, как поступают при потере управления системой?

11.1. Причины и виды радиоактивных загрязнений на АЭС Квалифицированный выбор метода и технологии дезактивации невозможен без выяснения механизма радиоактивного загрязнения поверхностей.

Теория и практика, технология и технические средства дезактивации оборудования и помещений АЭС с реакторами различного типа связаны с процессами коррозии, образования и накопления радиоактивных загрязнений. Решение технологических вопросов дезактивации зависит от характера процессов, обусловливающих радиоактивное загрязнение оборудования и поверхностей на АЭС: коррозии реакторных материалов, переноса и активации продуктов коррозии, образования радиоактивных отложений. Эффективность дезактивации существенно зависит от типа радиоактивного загрязнения, а также характера воздействия дезактивирующей среды на поверхность. В наиболее распространенных ядерных реакторах, охлаждаемых водой под давлением или кипящей водой водный теплоноситель контактирует с конструкционными материалами оборудования при высокой температуре. Внутренние поверхности первого контура во время работы реактора омываются водным теплоносителем с температурой 280-350°С. В этих условиях на границе раздела металл – вода протекают различные коррозионные процессы, имеющие электрохимическую природу. Основной составляющей продуктов коррозии являются оксиды железа.

На поверхности металла отсутствует резкая граница раздела металл – оксид, а имеется переходный слой – двухслойная оксидная пленка, состоящая из внутреннего и внешнего слоев. Причем внутренний слой образуется в результате диффузии кислородсодержащих ионов, а внешний – вследствие диффузии ионов железа через оксидную пленку. Таким образом происходит образование слоя коррозионной пленки, толщина которой постепенно растет до 2,5–5 мкм, после чего структура слоя резко меняется из-за различия физических и структурных свойств металла и оксида. Появляется пористый магнетит, обладающий сравнительно невысокой механической прочностью. Одновременно с возрастанием толщины оксидной пленки в результате продолжающегося процесса окисления происходит разрушение ее наружной поверхности вследствие процессов эрозии, коррозии и механических повреждений.

Продукты разрушения оксидной пленки переходят в теплоноситель в виде взвешенной фазы, которая затем откладывается на поверхностях системы, образуя рыхлый налет, подверженный эрозии. Толщина слоя образовавшихся оксидов зависит от многих факторов (конструкционных материалов контура, скорости коррозии, механизма переноса и т. п.) и колеблется в широки пределах от единиц до десятков микрометров.

Продукты коррозии магнитны и имеют кристаллическую структуру типа шпинели (минерал).

Распределение продуктов коррозии в первом контуре примерно следующее: 40-50% образуют прочную пленку, около 40% скапливаются в застойных зонах в виде осадка и взвесей; около 10-15% захватываются системой очистки воды и около 0,1% циркулируют в теплоносителе.

Отложения в основном состоят из частиц размером от 0,1 до 2 мкм.

Они наиболее подвижны и циркулируют с теплоносителем повсеместно откладываясь на поверхностях.

Магнетит, образующийся в реакторе с водой под давлением представляет собой черные кристаллы кубической структуры обладающие ферромагнитными свойствами. Коррозионные отложения из контуров ядерных реакторов практически нерастворимы в концентрированных минеральных и органических кислотах и едких щелочах.

Применяемые в реакторах циркониевые сплавы образуют на поверхности тонкие и плотные защитные пленки, хорошо сцепленные с металлом.

В ядерных реакторах с жидкометаллическим теплоносителем коррозию металлов определяют процессы растворения твердого металла в жидком.

Большинство металлов и сплавов, используемых в реакторостроении, не вступают в реакцию со щелочными металлами.

Основой процессов радиоактивного загрязнения поверхностей являются процессы адсорбции и адгезии. Радионуклиды могут сорбироваться продуктами коррозии конструкционных материалов и вместе с ними осаждаться на поверхностях, образуя фазовые отложения. Представление о закономерностях процессов адсорбции и адгезии, окисления, коррозии металлов и диффузии дано в специальной литературе.

Радионуклиды, поступающие в теплоноситель (воду) из активированных конструкционных материалов или продуктов коррозии, а также из негерметичных твэлов, переносятся по контуру, сорбируются коллоидами и взвесями продуктов коррозии и осаждаются с ними при их коагуляции, образуя радиоактивные отложения. Распределение радиоактивных веществ в контурах ЯЭУ происходит в определенной закономерности в зависимости от осаждения и сорбции радионуклидов оксидами и гидроокисями Fe, Cr, Ti и других металлов, входящих в состав конструкционных материалов. В застойных зонах контура происходит накопление крупнодисперсной фракции, при высокой скорости потока количество отложений уменьшается. Существенно влияют на процесс отложения температура, тепловые потоки и ионизирующее излучение. Замечено, что преимущественное образование отложений происходит на теплопередающих поверхностях.

Загрязнение поверхностей может происходить в результате оседания и адгезии радиоактивных аэрозольных твердых или жидких частиц, а также при контакте с жидкими средами, содержащими коллоиды и взвеси радиоактивных веществ. Причиной движения частиц к поверхности являются гравитация, броуновское движение, гидродинамические факторы.

Поверхность, подвергшаяся окислению, коррозии или травлению, характеризуется более высокой способностью к сорбции. Если радиоактивному загрязнению подвергается поверхность металла с уже сформированным оксидным слоем, то вначале происходит сорбция или адгезия радиоактивных веществ. При постоянном поступлении радионуклидов в поверхностные слои они будут распределяться в оксидном слое. Окисление (коррозия) и радиоактивное загрязнение могут протекать одновременно, как, например, в случае загрязнения первых контуров активированными продуктами коррозии. Активация нержавеющей стали в первом контуре продолжается более чем 12 тыс.

ч. Радиоактивные загрязнения распределяются практически равномерно по всей толщине оксидного слоя.

Большинство радионуклидов – продуктов деления и активированных продуктов коррозии – по своей природе являются металлами.

Таким образом, задача дезактивации состоит в удалении оксидных слоев и коррозионных отложений, содержащих радиоактивные вещества, с поверхности металла.

Технологическая схема АЭС обычно состоит из нескольких автономных теплообменных контуров, таких, как основной контур охлаждения реактора (первый контур теплоносителя); второй контур теплоносителя; контур охлаждения механизмов реактора; контур охлаждения графитовой кладки (в канальных реакторах с графитовым замедлителем); контур охлаждения защиты и т.п. Источниками радиоактивных нуклидов в контурах в результате активации служат примеси, присутствующие в теплоносителе во взвешенном или растворенном виде; продукты коррозии, эрозии и износа поверхностей контура; монтажные загрязнения; радиоактивные продукты, попадающие из одного контура в другой вследствие негерметичности системы; продукты деления, попадающие в теплоноситель в результате загрязнения наружной поверхности твэла делящимися материалами или из негерметичных твэлов;

примеси, вносимые конденсатно-питательным трактом в одноконтурных кипящих реакторах, и др.

Активность теплоносителя и отложений на внутренних поверхностях контура зависит от технологической схемы контура, применяемых материалов, особенностей конструкции оборудования, параметров и фазового состояния теплоносителя, герметичности твэлов, интенсивности потока нейтронов, времени пребывания теплоносителя в зоне облучения и времени полного цикла циркуляции, принятого водного режима, эффективности системы очистки, фильтров и т. п. Активность отложений на поверхностях первых контуров АЭС, охлаждаемых водой под давлением и кипящей водой, может составлять 10-2 – 10-1 Ки/м2. Активность поверхностей парового и конденсатно-питательного тракта бывает, как правило, значительно ниже. При наличии поврежденных твэлов в реакторе активность поверхностей будет в основном определяться нуклидами продуктов деления и достигать более высоких значений.

Из-за большого количества дефектных твэлов удельная активность теплоносителя по продуктам деления достигает 10-2 Ки/кг и более. Эксплуатацию реакторов с большой степенью разгерметизации твэлов прекращают до достижения запланированной степени выгорания ядерного топлива для замены дефектных тепловыделяющих сборок. Перед загрузкой новой активной зоны целесообразно проведение комплексной дезактивации внутренних поверхностей контура для удаления продуктов деления и размыва топлива. Эта операция необходима, чтобы улучшить радиационную обстановку при обслуживании оборудования контура и обеспечить возможность радиохимического контроля за вновь загруженной активной зоной.

На основе анализа данных по активации оборудования АЭС с водоохлаждаемыми реакторами в процессе их эксплуатации можно сказать, что в реакторах с водой под давлением наибольшей активации за счет продуктов коррозии подвергаются парогенераторы, особенно их трубные доски, мощность дозы g-излучения от которых уже через 100 эффективных сут. составляет более 1 бэр/ч. В реакторах кипящего типа оборудование активируется не в меньшей степени. В любом случае после многолетней эксплуатации при обслуживании оборудования первого контура АЭС приходится сталкиваться со специфическими проблемами, обусловленными наличием высокого уровня ионизирующего излучения.

В последнее время стала выявляться целесообразность предотвращения сильной активации контурных поверхностей с помощью проведения умеренной, периодически осуществляемой (через 1-2 года) дезактивации. Эффективность такой дезактивации не очень высока, но при регулярном ее проведении активность узлов первого контура остается на достаточно низком уровне.

11.2. Цель, методы и средства дезактивации Дезактивация – это процесс удаления радиоактивного загрязнения или уменьшения его уровня с использованием различных средств.

Тенденция увеличения интенсивности излучения от оборудования первого контура проявляется независимо от типа реактора, его конструкционных особенностей, применяемых материалов, выбора водного режима, т. е. является общей для АЭС всех типов. Практика работы АЭС показывает, что типичные значения мощности дозы от оборудования и трубопроводов водоохлаждаемых реакторов после нескольких лет эксплуатации доходит до 200 мбэр/ч и более. В этих условиях рабочее время должно составлять всего 25 ч в год. Но иногда требуется проводить работы с оборудованием, мощность дозы от которого доходит до 1–3 бэр/ч. В этих условиях рабочему разрешено находиться вблизи ремонтируемого оборудования всего 2–3 ч в год.

Проблема радиоактивного загрязнения оборудования становится еще более острой в связи с ростом числа установок, проработавших 20 лет и более, так как происходит нарастание уровней излучения и одновременно увеличение объема ремонтных работ.

Объем ремонта систем определяется их надежностью. Доза облучения персонала обычно высока в период пусконаладочных работ, затем по окончании этапа освоения понижается и стабилизируется на относительно низком уровне, а далее вновь увеличивается по мере износа и коррозии оборудования. Все эти явления для наглядности можно представить графически (рис.

11.1.) в виде кривых.

Видно, что суммарная доза облучения персонала в течение первых лет эксплуатации незначительна и остается примерно постоянной, после чего начинает интенсивно увеличиваться. Это, например, подтверждается и практикой работы АЭС США, на которых по мере нарастания времени эксплуатации и увеличения объема ремонтных работ ежегодная суммарная доза облучения на одну АЭС возрастала. Об этом свидетельствуют, например, дозы 188 бэр в 1969 г. и 544 бэр в 1973 г. и аналогичная картина на АЭС ФРГ, а также на АЭС с ВВЭР.

Общая закономерность для эксплуатируемых АЭС заключается в том, что наибольшие дозы облучения персонал получает во время остановок реактора. Именно на ремонтный персонал приходится большая часть суммарной дозы облучения (до 75 %), и у этой группы персонала более высокая средняя индивидуальная доза. Следует заметить, что на большинстве АЭС США эксплуатационный персонал получает в среднем индивидуальные дозы в 2- раза ниже предельной годовой.

Увеличение дозозатрат, необходимых при обслуживании реакторного оборудования, отрицательно сказывается на экономике АЭС. В частности, по данным французских экономистов сокращение дозозатрат на 100 бэр в год дает экономию от 2 до 20 млн. франков в результате уменьшения количества привлекаемого персонала. А канадские специалисты считают, что на мероприятия, приводящие к снижению облучения в год на 1 бэр, целесообразно затрачивать до 16000 долл.

Основным способом снижения дозозатрат в процессе эксплуатации АЭС на этапе ремонта является предремонтная дезактивация. Поэтому еще на стадии проектирования и конструирования оборудования АЭС максимально должны быть предусмотрены мероприятия по снижению активации узлов и уменьшению радиационной опасности при ремонте и обслуживании станции, в том числе меры для возможного проведения эффективной дезактивации.

Дезактивация по своей сути представляет собой процесс десорбции радионуклидов и радиоактивных частиц или удаления оксидных пленок и отложений с поверхности металла. Закономерности дезактивации тесно связаны с характером сорбции радиоактивных загрязнений, природой сорбирующей поверхности и свойствами образующихся оксидов.

Количественный показатель, характеризующий эффективность дезактивации, – коэффициент дезактивации Кд – отношение уровней радиоактивного загрязнения до дезактивации Аисх и после нее Аост.

В настоящее время этот показатель общепринят в соответствии со стандартом, но существуют и другие показатели, например, процент остаточной активности и т. п. Точное определение значения Кд иногда является трудной задачей, так как оборудование может быть загрязнено одновременно a-, b-, g-активными нуклидами, неравномерно распределенными на поверхности, а некоторые виды оборудования могут иметь собственную наведенную активность. Обычно измеряют активность в нескольких точках и затем рассчитывают среднее значение Кд. Конечная цель дезактивации – снижение радиоактивного загрязнения оборудования до допустимой нормы или до уровня, позволяющего проводить ремонтные работы в течение полного рабочего дня. Исходя из имеющегося уровня загрязнения оборудования или мощности экспозиционной дозы и допустимых норм, устанавливают необходимую эффективность дезактивации.

По комплексу приемов с использованием физических, химических или физико-химических процессов различают несколько способов дезактивации, которые могут быть подразделены на три группы: физико-механические, физико-химические и химические (рис. 11.2).

Способы дезактивации должны удовлетворять следующим требованиям: 1) обеспечивать эффективное удаление радиоактивных загрязнений; 2) не вызывать существенной коррозии и разрушения дезактивируемого материала; 3) количество радиоактивных отходов должно быть минимальным, состав их должен соответствовать способу переработки; 4) быть экономичным, безопасным, не приводить к распространению радиоактивных загрязнений, допускать возможность механизации. При использовании способов первой группы удаление радиоактивных загрязнений осуществляется с помощью механических или физических процессов без участия химических реагентов (кроме воды).

К химическим могут быть отнесены жидкостные способы, в которых основным средством воздействия служит раствор химических реагентов.

Дезактивирующий раствор должен удовлетворять следующим требованиям: быстро и полно смачивать поверхность; разрушать связь радиоактивных веществ с поверхностью и переводить их в раствор; предотвращать повторную сорбцию радиоактивных веществ поверхностью; не оказывать разрушающего действия и не повышать сорбционную способность поверхности материала.

Существующие дезактивирующие растворы по их эффективности и назначению можно разделить на три группы: 1) растворы для удаления нефикРис. 11.2. Схема классификации способов дезактивации сированных и слабофиксированных радиоактивных загрязнений; 2) растворы для удаления прочнофиксированных радиоактивных загрязнений, рыхлых оксидных отложений и травления окисленных металлов; 3) растворы для удаления плотных оксидных пленок и прочнофиксированных радиоактивных загрязнений с металлических поверхностей (двух- и многованная дезактивация). В первую группу входят простые растворы, содержащие поверхностно активные вещества (ПАВ), комплексообразователи, щелочи, кислоты. Состав растворов второй группы более сложен. Растворы третьей группы являются комбинациями нескольких рецептур и предназначены для интенсификации растворения отложений. В табл. 11.1 приведены составы некоторых дезактивирующих растворов, применяемых на АЭС.

По характеру своего воздействия на поверхность материала методы дезактивации подразделяются на «жесткие» и «мягкие». Жесткие методы преследуют цель удаления с поверхностей радионуклидов вместе с продуктами коррозии. Цель мягкой дезактивации – максимальное удаление радионуклидов без полного разрушения слоев продуктов коррозии. Предполагается, что плотная часть оксидной пленки основного металла будет служить в качестве защитного слоя. Для оборудования из аустенитных и легированных никелем сталей широкое применение нашел способ, в котором этап окисления раствором KMnO4/NaОH чередуется с травлением щавелевой кислотой.

Эффективность дезактивирующих растворов, применяемых на АЭС На этапе травления применяют рецептуры на основе лимонной кислоты и смеси лимонной и щавелевой кислот.

В связи с остротой проблемы переработки жидких отходов созданы химические способы дезактивации, использующие минимальные количества растворов (паровая, пенная дезактивация). Часто применяют способы, сочетающие химические, физические и механические процессы. При использовании физико-механических как жидкостных, так и сухих способов удаляют слой материала вместе с загрязнением или только слабофиксированные загрязнения. Применение химических способов в сочетании с физическими и физико-химическими процессами наиболее эффективно и позволяет удалять (при использовании соответствующих растворов) все виды загрязнений.

Дезактивация оборудования химическим окислительно-восстановительным методом проводится в два этапа.

Первый этап — погружение деталей насосов, арматуры и т. п. или наполнение систем в случае установок спецводоочистки, петель реактора щелочным водным раствором, содержащим 10 г/кг гидрата оксида натрия и г/кг перманганата калия КМnО4. Температура дезактивирующего раствора 90-95°С. Время выдержки 30-60 мин. После применения щелочного раствора оборудование промывается водой.

Второй этап дезактивации – выдержка в течение 40-60 мин в щавелевокислом водном растворе, содержащем 10 г/кг щавелевой кислоты Н2С2О4 и 1 г/кг азотной кислоты HNO3 при температуре 90-95°С.

Результаты дезактивации контролируются измерением активности мазков и g-фона. В случае недостаточного эффекта циклы дезактивации могут повторяться несколько раз.

Эффективность химического метода дезактивации во многом зависит от состояния обрабатываемой поверхности (механической обработки, наличия краски и коррозионных разрушений), от конструкционного исполнения оборудования (наличия резьбовых соединений, посадочных мест), температуры дезактивирующих растворов, скорости их циркуляции в петле, реакторе или в ванне (например, при барботаже воздуха через ванну), времени выдержки оборудования в контакте с раствором, а также количества циклов дезактивации. Как показали исследования на Нововоронежской АЭС, эффективность дезактивации химическим методом растет при увеличении времени выдержки в щелочном растворе. Однако при оценке эффективности дезактивирующих растворов необходимо учитывать коррозионную стойкость дезактивируемых материалов в тех или иных растворах.

11.3. Технология подготовки и проведения контурной, поузловой дезактивации оборудования ЯЭУ, дезактивация поверхностей Дезактивация оборудования помещений первого контура может проводиться химическим, электрохимическим, пароэмульсионным и механическим методами. Выбор метода и технология дезактивации определяются характером загрязнения оборудования, условиями эксплуатации, габаритными размерами, конфигурацией, а также доступностью дезактивируемых поверхностей.

Основным способом, позволяющим сократить дозозатраты в период ремонта, является химическая дезактивация контурного оборудования. Основное оборудование реакторной установки, такое, как корпус реактора, ГЦН, парогенератор, компенсатор объема, можно дезактивировать по отдельности, с помощью специально сконструированных устройств. Это же оборудование можно дезактивировать в составе контура.

Наиболее широко на АЭС используется дезактивация отдельных узлов в специальных ваннах с подогревом. Для выемных частей ГЦН, длинномерных приводов СУЗ применяются специальные ванны, к которым подводятся дезактивирующие растворы (рис. 11.3) и стенды (рис. 11.4). Разработано также специальное устройство автономной дезактивации парогенераторов (рис.

11.5) в котором предусматриваются специальные заглушки для отсечения главных трубопроводов диаметром 500 мм. Рабочая часть устройства, помещаемая в один из коллекторов, снабжена колесом от погружного насоса, обеспечивающего высокие скорости циркуляции дезактивирующих растворов. Холостая часть, помещаемая в другой коллектор, используется для заполнения парогенератора дезактивирующим раствором и вытеснения его с помощью сжатого воздуха.

При дезактивации отдельных единиц оборудования (поузловая дезактивация) уровни излучений около них снижаются, но после| пуска реактора довольно быстро восстанавливаются. Этот недостаток может быть устранен Рис. 11.3. Ванны специального назначения для дезактивации выемной части ГЦН (а) и приводов СУЗ (б):

а) 1 - крышка; 2 - выемная часть ГЦН; 3 - корпус; 4 - опорное кольцо; 5 - барботер; 6 - паровой змеевик;

б) 1 - устройство для закрепления привода; 2 - крышка; 3 - корпус; 4 – привод СУЗ; 5 - паровой змеевик; б - барботер растворов; 2 - вспомогательный контур; 3 запорные задвижки; 4 -циркуляционный насос; 5 - коллекторы; 6 - трубчатка парогенератора; 7 -заглушка; 8 - сброс на переработку; 9 главный циркуляционный насос; 10 парогенератор; 11 — сжатый воздух применением контурной дезактивации. Принципиально возможны три основных варианта дезактивации основного контура АЭС: 1) дезактивация всего первой контура с активной зоной; 2) дезактивация всего контура с удаленной активной зоной; 3) дезактивация отдельных петель (без реактора). На практике чаще всего проводят дезактивацию отдельных петель контура, так как она наименее трудоемка, не приводит к образованию большого количества отходов и в то же время облегчает проведение инспекционных и ремонтных работ на парогенераторах и насосах.

Дезактивация всего контура необходима перед проведением инспекции и ремонта корпуса реактора, другого оборудования и для удаления из контура ядерного топлива и продуктов деления после значительных повреждений твэлов. В этом случае активную зону извлекают до дезактивации, чтобы не увеличивать активность отходов вследствие дополнительного контакта ядерного топлива с дезактивирующими растворами.

Рис. 11.5. Принципиальная схема устройства для автономной дезактивации парогенераторов:

1 - электродвигатель; 2 - корпус парогенератора; 3 трубчатка парогенератора; 4 - коллектор; 5 - насосное устройство; 6 - устройство холостое; 7 - бак для Дезактивация первого контура с удаленной активной зоной осложнена, так как изменяется гидродинамический режим циркуляции теплоносителя.

Скорости потоков в реакторе уменьшаются, а его гидравлическое сопротивление падает. Это может привести к накоплению в корпусе реактора шлама, вымываемого из других участков контура. Во избежание нежелательных последствий целесообразно устанавливать имитатор активной зоны, так называемую фальшзону, которая сохраняет гидродинамический режим циркуляции в реакторе. Однако изготовление фальшзон представляет значительные трудности и экономически может быть оправдано только для серии однотипных реакторов.

Наиболее рационально проведение дезактивации всего контура с активной зоной, но все это возможно лишь при отсутствии значительных повреждений оболочек твэлов активной зоны и необходимой подготовленности установки к проведению химической промывки. Кроме того, первый контур должен быть приспособлен к проведению дезактивации, т. е. в его конструкции должна быть предусмотрена возможность ввода, вывода, подогрева и циркуляции дезактивирующих растворов. Желательно полное отсутствие застойных зон, где могли бы скапливаться шламы и другие продукты дезактивации, а также контакта разнородных материалов в конструкции.

Таким образом, при достаточно герметичной зоне и nри полной уверенности в том, что дезактивация не уменьшит надежности оборудования, возможно проведение химической промывки всего первого контура АЭС.

При комплексной дезактивации первого контура циркуляция дезактивирующего раствора осуществляется непрерывно главными циркуляционными насосами. Одновременно производится упаривание дезактивирующего раствора.

Проведение дезактивации всего контура возможно двумя способами:

периодическим и непрерывным. В первом случае контур заполняется дезактивирующим раствором, который затем нагревается до нужной температуры и циркулирует определенное время с помощью ГЦН. После этого работа насосов прекращается, и отработанные растворы сливаются, чаще всего с помощью сжатого газа.

Следует иметь в виду, что прекращение циркуляции при дезактивации нежелательно, так как это влечет за собой осаждение шламов, последующее удаление которых весьма затруднительно.

При непрерывном способе дезактивации контура удаление растворов осуществляется вытеснением их промывной водой, подаваемой в контур, с одновременным сливом отработанного раствора и при постоянной работе насосов. Циркуляция дезактивирующих растворов в этом случае не прекращается в течение всего времени дезактивации. Непрерывный способ дезактиващ более эффективен, но связан со сложностью поддержания определенного давления в контуре для обеспечения безаварийной работы насосов при одновременном вводе и дренаже растворов и промывных вод. Несмотря на указанные сложности, непрерывный способ дезактивации наиболее распространен.

При разработке технологии дезактивации необходимо учитывать большое содержание (до 30%) радиоактивного шлама в кислотном растворе.

В связи с этим при внутриконтурной промывке следует предусматривать высокопроизводительную очистку дезактивирующего раствора.

Химический метод целесообразно применять для дезактивации установок спецводоочистки, циркуляционных петель реактора и контура в целом, насосов, их деталей и узлов и другого съемного оборудования, арматуры, приводов кассет СУЗ в сборе и отдельных их узлов, чехлов для хранения кассет, инструмента.

Сущность электрохимического метода дезактивации – это травление дезактивируемых поверхностей в электролите при пропускании постоянного электрического тока. В результате электрохимического травления удаляется радиоактивная оксидная пленка и поверхностный слой металла. Дезактивация электрохимическим методом проводится двумя способами: мокрым и полусухим.

При мокром способе дезактивируемая деталь погружается в электролит или же детали заполняют электролитом (например, стаканы глазных запорных задвижек циркуляционных петель первого контура). В этом случае деталь является анодом. Форма катода по возможности должна приближаться к форме дезактивируемой поверхности. Продолжительность дезактивации 1, мин при напряжении постоянного тока 12-50 В.

Дезактивация полусухим способом проводится с помощью выносного катода. Деталь при этом не погружается в электролит. Анодом является дезактивируемая поверхность. Катод, который по своей форме по возможности должен повторять конфигурацию дезактивируемой поверхности (плоскую, цилиндрическую), изготавливается из свинца или алюминия. Дезактивация происходит при медленном перемещении катода по поверхности или при последовательной перестановке его на новые смежные участки после выдержки на каждом из них по 30–50 с. Чтобы устранить короткое замыкание между анодом и катодом, на катод со стороны анода накладывается войлок или стеклоткань в 4-5 слоев, которые непрерывно смачиваются электролитом в процессе дезактивации. После электрохимической дезактивации поверхность приобретает серый цвет, присущий неокисленному металлу. При дезактивации в качестве электролитов используют водный раствор с содержанием 20– 30 г/кг щавелевой кислоты Н2С2О4, водный раствор, содержащий 15-20 г/кг серной кислоты H2SО4 и 15–20 г/кг ортофосфорной кислоты Н3РО4. Электрохимический метод целесообразно применять для дезактивации патрубков корпуса аппарата, деталей и узлов ГЦН, узлов приводов кассет СУЗ, стаканов главных запорных задвижек циркуляционных петель, наружных поверхностей чехлов для хранения кассет, участков трубопроводов, уплотнительных поверхностей, Улиток ГЦН и других мест, доступных для дезактивации с помощью выносного катода, стальных стенок бассейнов перегрузки и выдержки выгоревших кассет. Эффективность электрохимического метода дезактивации зависит от плотности тока, равномерности прилегания выносного катода к дезактивируемой поверхности, характера загрязнений, а также от степени механизации и автоматизации процесса при дистанционном ведении работ.

При паро-импульсном методе дезактивации поверхность подвергается воздействию смеси дезактивирующего раствора и пара под давлением 8– бар (8105 – 1,2106 Па), подаваемой с помощи специального пистолета. При этом происходит разрыхление отложений и быстрое удаление различных загрязнений. Эффективность паро-импульсного метода зависит от состояния поверхности, рода покрытий и загрязнений и применяемого дезактивирующего раствора. Паро-импульсный метод целесообразно применять для дезактивации внутренних поверхностей баков, бассейнов выгрузки и выдержки топлива и других емкостей, наружных поверхностей технологического оборудования, металлообрабатывающих станков, гайковертов, захватов, штанг и другого оборудования и приспособлений, полов и стен помещений.

Стены радиационно-опасных помещений современных AЭС покрыты химически стойкими лакокрасочными покрытиями, которые достаточно легко дезактивируются. Полы в отдельных случаях облицовываются нержавеющей сталью, но чаще – органическими или керамическими материалами с малой сорбционной способностью. Наружные поверхности оборудования окрашиваются химически стойкими эмалями, но могут быть неокрашенными, если выполнены из нержавеющей стали. Дезактивация таких поверхностей не представляет значительных трудностей, но в связи с их большой площадью целесообразно применение механизированных средств очистки. Для этих целей разработаны технические средства дезактивации.

Для интенсификации процесса удаления загрязнения применяют нагрев растворов, механическое воздействие, энергию струи пара, газа или жидкости, электрохимическое воздействие, ультразвуковые колебания.

Простым и удобным средством дезактивации помещений AЭС, является специальный пылесос, предназначенный для сбора радиоактивной пыли и мелкодисперсных частиц. Рабочий орган пылесоса может комплектоваться насадками различной формы, в том числе вращающейся щеткой из тонкой проволоки. При механическом способе дезактивации поверхность обрабатывается дезактивационным раствором по схеме двухэтапного окислительновосстановительного метода с протиранием поверхностей щетками и тряпками.

Распространенный вид технических средств дезактивации представляет собой щетки различного типа. Наиболее эффективны щетки с механическим приводом и принудительной подачей раствора. Оптимальные частота вращения щетки 80–120 об/мин, расход раствора 3 л/м2. При этом Кд, достигаемый с применением механических щеток по сравнению с ручными, возрастает в 3–4 раза.

Для отмывки поверхностей технологического оборудования и производственных помещений струей паро-эмульсионной смеси, состоящей из моющего раствора и пара, используется ручной пароэжекционный распылитель ПЭР-2. Загрязнения удаляются за счет гидродинамического воздействия паро-эмульсионной струи и обмывания поверхности постоянно обновляющимся горячим раствором. При расходе 1–2 л/м2 дезактивирующих растворов скорость обработки достигает 100-200 м2/ч. Коэффициент дезактивации составляет 10–20.

Для дезактивации внутренней поверхности емкостей применяются гидромониторы с соплами, создающими давление отмывающей струи до 1 МПа и вращающимися таким образом, что дезактивирующие растворы попадают на все точки сферы (рис. 11.6).

Рис. 11.6. Схема воздействия водной струи на обрабатываемую поверхность:

Pi - среднее удельное давление на расстоянии l от насадки, генерирующей водную струю, до обрабатываемой поверхности; F - сила, возникающая при контакте струи с поверхностью, Н; Si - площадь контакта струи с поверхностью, м2; a - угол направления струи к обрабатываемой поверхности (при a = 30:45° достигается наибольший коэффициент дезактивации) Для очистки наружных поверхностей (например, бассейна перегрузки, шахты ревизии) применяется гидропескоструйный метод обработки.

На АЭС используются и сухие методы дезактивации отдельных помещений и наружных поверхностей оборудования. При этом на поверхность наносятся с помощью распылителя специальные эмульсии, которые образуют легкосъемную пленку. Один из способов предполагает нанесение пленки на еще чистую поверхность и удаление ее перед ремонтом; другой способ заключается в нанесении на загрязненную поверхность эмульсии, имеющей сорбирующие свойства. Быстросохнущая пленка вместе с радиоактивными загрязнениями удаляется в хранилище твердых отходов.

Дезактивация с применением перечисленных методов позволяет существенно улучшить радиационную обстановку при ремонтных работах на АЭС и сократить количество радиоактивных отходов, подлежащих захоронению.

Облучаемость персонала также можно частично снизить правильной организацией работ по дезактивации – вероятно, ее следует проводить в два этапа:

первый этап - дезактивация на месте установки оборудования;

второй этап–дезактивация на месте предполагаемого ремонта оборудования.

Для дезактивации съемного оборудования (ГЦН, приводов кассет, СУЗ, арматура и т. п.) используются специальные узлы дезактивации, состоящие из баков и ванн различной вместимости и соединительных трубопроводов. К узлу дезактивации подводятся трубопроводы сжатого воздуха, воды, пара и дезактивирующих растворов, подаваемых с растворного узла системы химической водоподготовки.

При эксплуатации на АЭС реакторов с жидкометаллическим теплоносителем (с циркулирующим натрием) дезактивации подвергаются насосы первого контура, парогенераторы и теплообменники, холодные ловушки, баки для перевозки Na, петли. Много усилия отнимают операции по удалению остатков натрия и дезактивация малогабаритных узлов и деталей (механизмов перегрузки и регулирующих стержней, арматуры, вентилей, датчиков и др.).

Пренебрежение одной из первых необходимых операций по удалению остатков Na с поверхностей оборудования может привести к воспламенению Na, взрывам при контакте с влагой, распространению радиоактивных аэрозолей и коррозии металла.

Вследствие значительного разогрева при реакции с водой Na на воздухе часто загорается, возможно образование гремучей смеси, что приводит к взрывам и пожарам. Поэтому вместо погружения оборудования в воду применяют струйную обработку, душирование, обработку водяным паром. Наиболее перспективен метод очистки оборудования смесью с газом, инертным по отношению к Na (азот, аргон, СО2). Успешно применяется метод очистки от Na распыленной водой. Этот способ имеет ряд преимуществ: очистка проводится при комнатной температуре; эффективность и производительность очистки высока; количество жидких отходов мало. После очистки оборудование промывают водой.

Выделение специальных участков для дезактивации на АЭС, отработка схем и применяемого метода проведения дезактивации оборудования должны быть заложены в технологию ремонта и решаться на стадии проектирования технологического оборудования и всего комплекса атомных станций.

Современные AЭС являются крупными энергетическими предприятиями. В составе крупных АЭС целесообразно иметь цех дезактивации, размещенный отдельно или в едином комплексе с цехом централизованного ремонта, и участки дезактивации на каждом блоке для дезактивации оборудования, ремонтируемого на месте установки или в помещениях блока. Цех дезактивации должен быть оборудован всеми необходимыми стационарными и переносными техническими средствами механизации дезактивационных работ с учетом конкретных характеристик дезактивируемого оборудования и требований, предъявляемых к дезактивации. К таким средствам можно отнести: 1) погружные ванны различной вместимости, включая ультразвуковые и гальванические; 2) циркуляционный стенд; 3) камеры для удаления лакокрасочных покрытий и дезактивации крупногабаритного оборудования; 4) пароэжекционные распылители; 5) установки электрохимической дезактивации.

Кроме того, цех должен располагать достаточно широким парком переносных средств для выполнения дезактивационных работ в любых помещениях АЭС. Такими средствами, кроме вышеуказанных, являются пылесосы, гидромониторы различного назначения, пеногенераторы, передвижные установки для дезактивации с помощью перегретого пара, установки для дезактивации с помощью полимерных покрытий. Перечисленные устройства должны доставляться к месту производства работ, где их подключают к линиям энергообеспечения (пар, электроэнергия, сжатый воздух) и подачи дезактивирующих растворов.

Цех дезактивации должен располагать помещениями для приема, временного хранения, разборки, ревизии поступающего и отмытого оборудования. Производственные участки цеха должны быть оборудованы подъемнотранспортными механизмами. В цехах следует предусматривать размещение радиохимической и дозиметрической лабораторий, а также необходимых складских помещений. При проектировании цеха требуется предусматривать все необходимые мероприятия, обеспечивающие безопасные условия труда.

При разработке технологии дезактивации для конкретного объекта необходимо обращать внимание на подготовительные работы. Значительное место в них занимает организация узла приготовления растворов. Он должен быть оснащен аппаратами для растворения реагентов с перемешиванием и обогревом, насосами для подачи растворов в контур, приборами и средствами контроля и необходимой механизацией для загрузки реагентов в аппараты-растворители. Весь технологический процесс проведения дезактивации должен осуществляться по детально разработанной программе.

Применяя дезактивацию и назначая метод обработки инструмента, используемого при ремонте, первоначально принимают во внимание его габаритные размеры и характеристику материала, из которого он изготовлен. Небольшие предметы (детали) погружают на несколько минут (15–30 мин) в растворы ПАВ, содержащие комплексообразователи, помешивая при этом кистью или щеткой, после чего ополаскивают водой. При недостаточной степени дезактивации предметы могут быть дезактивированы повторно. Предметы больших размеров опрыскиваются (смачиваются) дезактивирующими растворами, затем поверхность обрабатывается водой. Такая обработка может быть проведена повторно. Для увеличения эффективности дезактивации применяемые раствор подогревают до 40–60°С.

Металлические предметы могут подвергаться воздействию струи пара, очистку их поверхности можно повторить. Работа паром проводится в изолирующей защитной одежде и противогазных масках. Деревянные поверхности инструментов после обработки раствором 1% Na ЭДТА-1+0,5% ПАВ можно циклевать.

Стальные предметы после предварительного тщательно смывания водой обрабатываются 10% азотной кислотой и ополаскиваются раствором кальцинированной соды. В качестве менее агрессивного дезактивирующего раствора может бы использован 10% раствор лимонной кислоты, после чего дезактивируемая поверхность обрабатывается 2% раствором ПАВ промывается водой. Температура обработки 40–60°С.

Применение методов дезактивации, эффективных при очистке нержавеющей стали, пригодно и при дезактивации изделий низколегированных сталей. Однако для дезактивации изделий углеродистых сталей применение тех же методов из-за высокой агрессивности растворов практически невозможно. Для дезактивации углеродистых сталей используют щелочную обработку минеральными кислотами, растворами органических кислот, растворами комплексонов.

Щелочную обработку поверхности наиболее целесообразно проводить, когда дезактивирующие поверхности загрязнены маслянистыми веществами.

В этом случае концентрация щелочи должна составить более 100 г/л. Температура дезактивации поддерживается не ниже 95°С, иначе процесс дезактивации замедляется. При щелочной обработке в щелочной раствор в качестве активаторов вводят ПАВ, соли щелочноземельных металлов (NaN03) и органические вещества.

Применение минеральных кислот обеспечивает эффективную очистку углеродистых сталей. Коррозию углеродистых сталей в минеральных кислотах уменьшают введением в раствор ингибиторов. Для дезактивации углеродистых сталей чаще всего применяется фосфорная кислота. Основные преимущества применения фосфорной кислоты заключаются в отсутствии вторичного травления очищенной поверхности металла и выделения агрессивных паров – последнее наблюдается при использовании азотной кислоты.

Для очистки металлов чаще всего применяют не чистую фосфорную кислоту, а различные композиции, в состав которых она входит.

Общими недостатками при использовании минеральных кислот являются: медленное и неполное растворение железо-окисных и других отложений, образующихся при высокой температуре, агрессивность растворов, необходимость последующей пассивации поверхности.

Наиболее эффективными из органических кислот, применяемых для дезактивации изделий из углеродистых сталей, являются лимонная, щавелевая кислоты и их смеси. Во избежание образования трудно растворимых осадков на практике обычно используются аммонийные соли кислот, либо кислоты, частично нейтрализованные аммиаком. С целью уменьшения коррозии в растворы этих кислот вводятся ингибиторные добавки, которые, к сожалению, снижают коэффициент дезактивации примерно в 10 раз, что увеличивает продолжительность процесса дезактивации. Это приводит к увеличению длительности обработки и количества радиоактивных отходов. Представителями класса комплексонов, используемых для дезактивации, являются иминодиуксусная кислота (ИДА), нитролуксусная кислота (НТА), этилендиамингетрауксусная (ЭТДА) и ее двузамещенная натриевая соль (трилон Б).

Наибольшей эффективностью при дезактивации углеродистых сталей обладают смеси растворов лимонной кислоты и трилона Б.

Свинцовые пластины обрабатываются 2–3% соляной кислотой, после чего промываются большим количеством воды.

Предметы из латуни дополнительно обрабатываются 5–10% лимонной кислотой или лимоннокислым аммонием, после чего промываются водой.

Для дезактивации изделий из алюминия и его сплавов используются соли лимонной кислоты, трилон Б, смеси фосфорной кислоты с хромовым ангидридом. Эти методы рекомендуется применять и в том случае, если в изделии сочетается алюминий и углеродистая сталь.

Для дезактивации оборудования из меди и ее сплавов рекомендуется применять смесь серной кислоты и хромистого ангидрида: 0,5% H2SO4 + 5% Сг2О3.

Наиболее распространенным является погружной метод дезактивации, который заключается в выдержке дезактивируемых инструментов, узлов и деталей в растворах химических реагентов при определенной температуре. В целях интенсификации процесса растворы перемешивают принудительной циркуляцией при помощи насосов, барботированием или воздействуют ультразвуком. Детали могут обрабатываться последовательно двумя или тремя растворами и поэтому участок дезактивации может быть организован в разных вариантах:

а) транспортировка деталей между ваннами с различными растворами и промывочной водой;

б) заполнение ванн с погруженными деталями поочередно дезактивирующим раствором и промывочной водой.

От выбранного варианта зависит конструкционное исполнение погружных ванн и схема транспортировки дезактивируемых изделий. В настоящее время преобладает второй вариант дезактивации, т. е. со сменой раствора в одной ванне. Основным оборудованием участка дезактивации погружным методом являются ванны для дезактивации, емкости для приготовления и хранения дезактивирующих растворов и слива отработавших растворов, насосы и теплообменники.

Для дезактивации погружным методом обычно применяют последовательную обработку щелочным окислительным и кислотным восстановительным растворами на основе минеральных и органических кислот.

11.5. Дезактивация средств индивидуальной защиты По своему назначению средства индивидуальной защиты (СИЗ) делятся на средства защиты органов дыхания и средства защиты кожи; по принципу защиты – на фильтрующие и изолирующие. В частности, СИЗ изолирующего типа полностью изолируют организм человека от окружающей среды с помощью материалов, непроницаемых для воздуха и вредных примесей, находящихся в нем. К средствам защиты кожи, применяемым при работах в радиационной обстановке, относятся: спецодежда повседневного применения (комбинезоны, костюмы, халаты, нательное белье) и кратковременного использования (пленочная спецодежда).

Наиболее широкое распространение для работ, проводимых в условиях радиоактивного загрязнения, нашла хлопчатобумажная одежда.

В комплект всех видов спецодежды входят шапочки, которые должны закрыть весь волосяной покров головы. Нательное белье состоит из рубашки с завязками и шаровар на резинке (рис. 11.7). При особенно неблагоприятных условиях совместного воздействия на спецодежду радиоактивных веществ и химически агрессивных сред применяют спецодежду из химически стойких синтетических волокон, в частности лавсана. Основным материалом служит лавсановая ткань, устойчивая и хорошо дезактивируемая.

Важное значение имеет зимняя спецодежда при работах в радиационных условиях. В качестве теплоизоляционного слоя в зимней спецодежде широко применяется хлопчатобумажная стеганая вата или ватин, которые не только сильно сорбируют радиоактивные вещества, но и плохо от них отмываются. Наилучшим теплоизоляционным слоем при конструировании зимней спецодежды для работы в условиях радиоактивных загрязнений является пропиленовый теплозащитный материал, имеющий хорошие показатели по дезактивируемости, а также устойчивый к многократным обработкам моющими растворами.

При применении средств индивидуальной защиты в условиях радиоактивного загрязнения систематическая и своевременная дезактивация имеет важное гигиеническое значение и существенно удлиняет срок эксплуатации СИЗ. Загрязненные СИЗ и, в частности, спецодежда могут представлять определенную опасность для людей.

Своевременная дезактивация СИЗ позволяет решить следующие важные гигиенические задачи: 1) исключить дополнительный источник внешнего b-, g-излучения персонала, обслуживающего те или иные установки; 2) исключить дополнительный источник образования радиоактивных аэрозолей и распространения радиоактивных загрязнений; 3) предотвратить или значительно уменьшить загрязнение кожных покровов человека.

Существует много средств дезактивации СИЗ. При выборе способа дезактивации учитываются характер и степень загрязнения СИЗ, а также материал, из которых они изготовлены.

Дезактивирующий раствор представляет собой комплекс химических веществ, состав которого подбирают таким образом, чтобы наиболее эффективно разрушить связь радиоактивных веществ с поверхностью, перевести загрязнение в раствор и предотвратить обратное его оседание на поверхность.

К веществам, применяемым при дезактивации СИЗ, относятся поверхностно-активные и комплексообразующие вещества, кислоты, щелочи, окислители, органические растворители.

Растворы ПАВ, являясь эффективными моющими средствами, удаляют в основном ту часть радиоактивного загрязнения, которая связана механическими силами.

Для повышения эффективности дезактивации в состав растворов вводят комплексообразующие вещества, лимонную, щавелевую кислоты или их соли.

Технологический процесс обработки СИЗ включает в себя приемку и сортировку спецодежды, обработку ее в стиральных машинах или барботажных ваннах, отжим (для хлопчатобумажной и лавсановой спецодежды), сушку и радиометрический контроль.

В соответствии с «Санитарными правилами для промышленных и городских спецпрачечных по дезактивации спецодежды и средств индивидуальной защиты» по уровню радиоактивного загрязнения основную спецодежду подразделяют на две группы. К первой группе относят спецодежду, загрязненную в пределах принятых допустимых уровней и направляемую на дезактивацию по истечении установленного срока носки; ко второй группе относят всю остальную спецодежду.

Сортировка СИЗ производится по виду загрязнения (a- или b-, gактивность), по уровням загрязнения и по виду материала (хлопчатобумажная, лавсановая, пленочная). В каждом из указанных видов загрязнения необходимо отделить, кроме того, спецодежду, загрязненную мазутом, маслом и другими веществами, которые требуют применения специальной технологии дезактивации.

Обработку хлопчатобумажной и лавсановой спецодежды следует проводить в стиральных машинах, изготовленных из нержавеющей стали, что позволяет применять для дезактивации агрессивные среды (кислоты, щелочи, окислители).

Отжимают хлопчатобумажную и лавсановую спецодежду н центрифугах. Существенное значение имеет внедрение стиральноотжимных машин в практику спецпрачечных, что позволяет одновременно повысить эффективность дезактивации спецодежды, полностью исключить перегрузку и транспортировку мокрой спецодежды из стиральных машин в центрифуги, сократить путь движения спецодежды в спецпрачечной и соответственно уменьшить общую длительность технологического процесса.

Выбор режимов дезактивации спецодежды определяется физикохимическими свойствами материала и нуклидным составом загрязнения. При выборе компонентов дезактивирующих растворов особенно следует учитывать резкое изменение механических свойств хлопчатобумажных волокон под действием кислот и окислителей.

Лавсан значительно химически более устойчив, чем хлопчатобумажное волокно, и позволяет использовать режимы дезактивации, предусматривающие применение агрессивных химических реагентов.

Способность материала отмываться от радиоактивных загрязнений зависит не только от химической природы полимера, но и от структуры волокна. Чем более гладкой поверхностью обладает волокно, тем меньше оно сорбирует радиоактивные загрязнения, и легче от них отмывается. Поэтому ткани, выработанные из шелковой пряжи, сорбируют радиоактивные загрязнения значительно меньше, чем ткани из штапельной пряжи, которая имеет большую удельную поверхность.

Режимы дезактивации хлопчатобумажной и лавсановой одежды рекомендованы «Санитарными правилами для промышленных и городских спецпрачечных по дезактивации спецодежды и дополнительных средств индивидуальной защиты».

Наряду с водными методами дезактивации спецодежды находят применение методы с использованием органических растворителей, при помощи которых удается очистить ткани от технических загрязнений (минеральных масел, мазута, гудрона). Кроме того применение органических растворителей значительно сокращает количество жидких радиоактивных отходов.

Важное гигиеническое значение имеет правильная организация всей системы проведения дезактивации, обеспечивающей локализацию и удаление радиоактивных загрязнений. Стирка спецодежды, загрязненной радиоактивными веществами, в обычных городских и промышленных прачечных не допускается, так как это может привести к разносу радиоактивных загрязнений в связи с неприспособленностью обычных прачечных для дезактивации.

Поэтому СИЗ дезактивируют в механизированных специально оборудованных прачечных.

В спецпрачечных дезактивируют следующие предметы, загрязненные радиоактивными веществами:

а) спецодежду, изготовленную из хлопчатобумажной и лавсановой тканей (комбинезоны, куртки, брюки, халаты, шапочки, носки и др.);

б) нательное белье и полотенца;

в) дополнительные средства индивидуальной защиты из пленочных и прорезиненных материалов (фартуки, нарукавники, полукомбинезоны, пневмокостюмы и др.);

д) спецобувь.

Эффективность дезактивации СИЗ из плечночных полимерных материалов (ПВХ-пленки), резины и прорезиненных тканей в значительной степени зависит от времени, прошедшего между их загрязнением и дезактивацией, и поскольку они часто имеют очень высокие уровни начального загрязнения, дезактивация этих средств иногда вызывает значительное ухудшение радиационной обстановки в спецпрачечных.

Наряду с ПВХ-пленками и различными рецептурами резин для изготовления дополнительных СИЗ находят применение прорезиненные ткани на основе бутилкаучука. Эти материалы обладают некоторыми ценными эксплуатационными свойствами (прочностью, морозостойкостью, низкой газопроницаемостью), таких материалов разработана специальная технология дезактивации.

В тех случаях, когда работы с радиоактивными нуклидами проводятся в большом объеме, целесообразно организовывать дезактивацию дополнительных СИЗ из полимерных материале сразу по выходе из загрязненной зоны на специальных участках дезактивации.

При первичной дезактивации дополнительных СИЗ сразу после их использования, как правило, удается достичь высокой эффективности, и в большинстве случаев вообще отпадает необходимость последующей отправки СИЗ в спецпрачечную.

По окончании работы в загрязненной зоне рабочий в изолирующем костюме входит в санитарный шлюз. Если костюм требует подачи воздуха, рабочий подключает шланг к пневмолинии и с помощью брандспойта со щеткой обрабатывает костюм моющим раствором и водой. Затем костюм снимают и подвешивают для сушки при температуре не выше 60–70 °С. Такой порядок исключает поступление радиоактивных веществ в организм человека во время снятия его и значительно снижает разнос радиоактивных загрязнений из ремонтной зоны.

При дезактивации обуви встречаются наибольшие трудности. Это объясняется рядом обстоятельств. Во-первых, как правило, обувь загрязняется значительно больше, чем другие СИЗ. При ходьбе по загрязненным помещениям происходит втирание радиоактивных веществ в материал подошвы, и мелкие загрязненные частицы могут внедряться в подошву. Во-вторых, обувь в отличие от всех остальных средств индивидуальной защиты часто изготавливают из материалов, прочно сорбирующих радиоактивные вещества и плохо поддающихся дезактивации.

Применяемые коврики для протирки ног, смоченные дезактивирующими растворами (щавелевой кислотой и др.) не дают требуемой степени очистки и, кроме того, быстро загрязняются, становятся при этом источниками радиоактивных загрязнений.

В настоящее время специализированное управление по монтажу и наладке радиационной техники выпускает автоматические установки для ультразвуковой дезактивации обуви на ногах человека. Время обработки обуви в ультразвуковой ванне регулируется и может быть установлено от 2 до 200 с.

Моющий раствор меняется после установленного количества обработок.

Установка рассчитана на применение агрессивных моющих растворов.

Все детали, вступающие в контакт с моющим раствором, выполнены из нержавеющей стали. На наружную поверхность нанесены покрытия, хорошо отмывающиеся от радиоактивных загрязнений.

Высокая эффективность ультразвуковой дезактивации объясняется тем, что ультразвуковые колебания, распространяясь в жидкой среде, способствуют отрыву и переводу в раствор механических загрязнений, проникших в поры и микропоры материалов, и одновременно значительно ускоряют проходящие в растворе физико-химические процессы, способствующие дезактивации.

Результаты дезактивации СИЗ признаются удовлетворительными, когда их остаточная загрязненность не превышает допустимых уровней, установленных нормами радиационной безопасности.

При оценке степени очистки необходимо проверять средства индивидуальной защиты на радиометрических приборах преимущественно в наиболее загрязненных местах одежды (рукава, нижняя часть брюк, карманы, область груди и живота). При этом контроль a-активности должен проводиться только после сушки.

Спецодежда и белье, загрязненные до дезактивации в пределах установленных допустимых уровней, после обработки могут подвергаться контролю выборочно (каждый десятый предмет из партии). Если при измерении обнаружены не отмытые предметы, проверяют всю партию одежды. При этом не отмытые предметы возвращают в стирку. Если все проверенные предметы оказались чистыми или имели активность после очистки не выше предельно допустимого уровня, то на такую партию выстиранной одежды выдают заключение о ее пригодности к носке.

Вся спецодежда и белье с начальным загрязнением выше установленного допустимого уровня после стирки должны подвергаться тщательному радиометрическому контролю и при наличии остаточной загрязненности выше предельно допустимого уровня их необходимо возвращать на повторную обработку.

11.6. Переработка отходов дезактивации.

В процессе дезактивации на АЭС образуется большое количество жидких радиоактивных отходов (ЖРО), обычно от 5 до 15 объемов промываемого контура. Например, при дезактивации контура 1 блока Белоярской АЭС объемом 120 м3 было получено 1900 м3 отходов, а при дезактивации первого контура PWR объемом 570 м3 (реактор мощностью 1000 МВт) ожидалось образование 4500 м3 отходов.

По химическому составу растворы, поступающие из контура, могут быть кислыми и щелочными, содержащими заметное количество извести, выпадающей из дезактивирующих растворов. Для предотвращения выпадения этих осадков в сборных емкостях целесообразно фильтровать принимаемые растворы. Однако это сопряжено со значительными трудностями из-за мелко дисперсности и чрезвычайно высокой активности. Солесодержание образующихся отходов зависит от принятого состава дезактивирующих растворов и колеблется в пределах 10 – 100 г/л. Промывные воды имеют более низкое солесодержание.

Температура отработавших дезактивирующих растворов, как правило, не превышает 100 °С. В случае превышения данной температуры целесообразно охлаждение поступающих растворов до температуры ниже 100 °С, чтобы уменьшить парообразование в емкостях.

Удельная активность поступающих отходов колеблется в широких пределах, достигая максимального значения 10-2 – 10-1 Ки/л для первых кислых дезактивирующих растворов и снижаясь к концу дезактивации до 10-4 – 10-5 Ки/л.

Режим поступления отходов зависит от технологии дезактивации. Если дезактивацию осуществляют периодическим способом, то отходы поступают порциями, не превышающими объема контура. Поступающие отходы должны направляться в емкости временного хранения для последующей передачи на переработку. При сборе отходов в емкости необходимо учитывать их химический состав. Например, кислые и щелочные растворы целесообразно собирать в различные емкости, так как при их совместном сливе будет происходить образование и выпадение большого количества осадков, сорбирующих основную долю радиоактивных веществ. Необходимо также учитывать возможность протекания окислительно-восстановительных реакций и газообразования при смешении различных групп отходов. Вместимость емкостей, предназначенных для отходов, должна быть рассчитана на прием всего количества образующихся ЖРО с последующей постепенной передачей их на переработку. При наличии благоприятных условий сбор отходов может быть совмещен с одновременной их переработкой. В этом случае дезактивация будет сопровождаться синхронной переработкой отходов, что позволив значительно сократить объем сборных емкостей. Такая технология является наиболее прогрессивной и экономически оправданной, так как исключает необходимость создания большого резерва емкостей и позволяет сразу получать отходы в компактном виде, удобном для окончательного захоронения.

Самым простым способом, позволяющим сократить отходы от дезактивации, представляется одновременное упаривание отработавших дезактивирующих растворов и возврат конденсата в контур. Примером может служить дезактивация контура на Нововоронежской АЭС и АЭС «Райнсберг».

Однако этот способ является длительным и требует наличия связанных с контуром синхронно работающих выпарных аппаратов производительностью не менее 20 м3/ч (для реакторов ВВЭР).

Одним из путей снижения объема ЖРО может быть сокращение числа обработок в каждом цикле дезактивации и числа циклов без уменьшения эффективности процесса. Поэтому дезактивацию контуров, изготовленных из нержавеющей стали, проводят не более чем тремя растворами – двумя кислыми и промежуточным щелочным. Значительно сократить объем образующихся ЖРО позволяет отказ от двухванного способа и проведение однованной обработки. Характер влияния периодической дезактивации на уровень активности контурного оборудования показан на рис. 11.7.

Наибольшие преимущества однованная дезактивация имеет при использовании термически нестойких реагентов, которые при температуре выше 100 °С разлагаются с образованием газообразных продуктов.

Рис.11.7. Влияние периодической дезакгивации на уровень активности контурного оборудования:

В этом случае отпадает необходимость их полного выведения из контура с помощью фильтров.

Дезактивация с применением щелочного раствора, но с уменьшением объема образующихся ЖРО возможна при переводе одного дезактивирующего раствора в другой без слива его из контура, а путем введения в него необходимых химических реагентов. Так, на АЭС «Райнсберг» раствор щелочного перманганата переводили в кислый восстановительный раствор непосредственным введением в него смеси азотной и щавелевой кислот. Эффективность дезактивации при этом остается такой же, как и при обычном двухванном способе. Подобная частичная трансформация дезактивирующих растворов позволяет снизить количество ЖРО. Сбросы после дезактивации можно отнести к жидким радиоактивным отходам среднего уровня активности. Жидкие отходы высокого и среднего уровня активности перерабатываются с целью возвращения в производственный цикл очищенной воды и концентрирования всех содержащихся в воде радиоактивных веществ в виде остатка, имеющего небольшой объем для последующего захоронения. На АЭС отходы в зависимости от солесодержания и активности собирают в специальные емкости, которые для обеспечения самотечного слива отходов обычно устанавливают на нижних отметках зданий. Для транспортирования ЖРО к месту переработки или захоронения предусматривается автономная спецканализация. Обработка ЖРО производится чаще всего на ионообменных фильтрах или в выпарных аппаратах. Воду от дезактивации поверхностей помещений и оборудования, как правило, объединяют с трапными водами, вместе с которыми ее направляют на переработку.

В связи с тем, что при дезактивации первого контура образуется большое количество отработавших растворов, их собирают в имеющиеся емкости для радиоактивных отходов и затем постепенно перерабатывают на установке очистки жидких радиоактивных отходов по существующей на АЭС технологии. Хранят жидкие отходы высокого уровня активности в специальных емкостях. Принципиальная планировка хранилища таких отходов показана на рис. 11.8.

Емкости, применяемые для хранения кислых высокоактивных отходов, или их облицовку изготавливают из нержавеющей стали; для хранения щелочных – из нержавеющей или углеродистой стали с химически стойким покрытием. Хранение жидких радиоактивных отходов следует рассматривать как временную меру. Для окончательного и наиболее безопасного их захоронения жидкие радиоактивные отходы переводят в твердое состояние методами цементирования, битумирования или включения в полимеры (при среднем уровне активности) и остекловывания (при высоком уровне активности).

Рис. 11.8. Принципиальная планировка хранилища жидких отходов 1 - мостовой кран; 2 - монтажный зал; 3 - емкости; 4 - трубный коридор Твердые радиоактивные отходы подлежат захоронению в специальных могильниках, причем перед захоронением стремятся уменьшить их объем.

На АЭС имеются технологические сдувки, являющиеся источником газообразных радиоактивных отходов. Для очистки сдувочных газов применяют специальные фильтры и последующую выдержку в газгольдерах или очистку в адсорбционных установках. Очищенный воздух воздуходувкой направляется в вентиляционную трубу.

В процессе дезактивации оборудования реакторов с жидким металлическим теплоносителем образуются различные объемы отходов нерадиоактивного и радиоактивного Na. Эти отходы подлежат обезвреживанию (переработке с целью захоронения), так как хранение их связано с радиационной и пожарной опасностью. Надежный метод уничтожения остатков Na – гашение водой в атмосфере азота.

Во всех случаях проведения дезактивационных работ необходимо соблюдать требования НРБ-76/87 и ДСП 6-177-2005-09-02. Санитарногигиеническими правилами не допускается образование при дезактивации большого количества вредных паров и радиоактивных аэрозолей. Персонал, проводящий дезактивационные работы, должен иметь спецодежду и средства защиты органов дыхания. Для него обязателен индивидуальный дозиметрический контроль. Радиационную безопасность при проведении дезактивационных работ обеспечивают следующие мероприятия: 1) надежный радиационный контроль до начала и в ходе проведения работ; 2) эффективные меры индивидуальной защиты персонала; ) исключение распространения радиоактивных загрязнений.

Вопросу обращения с радиоактивными отходами на АЭС уделяется очень серьезное внимание. В рамках МАГАТЭ в результате обобщения опыта создано специальное «Руководство по обращению с отходами на АЭС», которое следует выполнять при проектировании, строительстве и эксплуатации АЭС.

1. Виды радиоактивных загрязнений на АЭС и причины их появления и скопления. В чем состоит задача дезактивации. Назовите характерные для ВВЭР уровни активности отложений при контакте поверхности с водой, паром и газом.

Каков уровень активности теплоносителя (предельное значение, норма).

2. В какие периоды эксплуатации обслуживающий персонал получает наибольшие дозы? Какие существуют способы снижения дозозатрат персонала? Количественный показатель, характеризующий эффективность дезактивации, как его определяют?

3. Назовите основные способы дезактивации, применяемые на АЭС. Какие требования к ним предъявляются? Способы снижения объемов ЖРО при дезактивации.

4. Способы дезактивации оборудования 1-го контура АЭС. От чего зависит выбор метода и технологии дезактивации оборудования? Какие способы дезактивации узлов оборудования чаще всего используют на АЭС?

5. В каких случаях применяется дезактивация всего первого контура? Какова технология выполнения такой дезактивации, ее недостатки и способы их устранения?

6. Дезактивация стен и пола помещений первого контура. Особенность выполнения этих работ? Какие способы дезактивации, и какие средства (приспособления) применяют для этого? Где хранят эти средства (приспособления)?

7. Дезактивация инструмента. Способы, средства, методы дезактивации инструмента? Особенности дезактивации различных инструментов, применяемые для этого дезрастворы?

8. Дезактивации средств индивидуальной защиты (СИЗ). Что входит в комплект СИЗ? Материалы, используемые для изготовления СИЗ, их особенности? Какие задачи решаются при дезактивации СИЗ? Технологический процесс, этапы дезактивации СИЗ и место их проведения? Чем характерна дезактивация обуви и какие способы ее дезактивации применяют в современных условиях?

9. Переработка отходов дезактивации. Характерные объемы ЖРО, их состав, активность? Требованиями каких документов руководствуются при проведении работ по дезактивации и переработке отходов?

12. ОСНОВЫ ПРОЕКТИРОВАНИЯ АЭС

12.1. ВЫБОР ПЛОЩАДОК СТРОИТЕЛЬСТВА И

ГЕНЕРАЛЬНЫЕ ПЛАНЫ АЭС

12.1.1.ОСОБЕННОСТИ АЭС И ТРЕБОВАНИЯ К ПЛОЩАДКЕ

СТРОИТЕЛЬСТВА

С увеличением количества атомных электростанций усложняется выбор места для их строительства. Наиболее оптимальный вариант размещения АЭС, который обеспечивает минимальные затраты при сооружении АЭС и максимальные удобства при ее эксплуатации, выбирается на основании анализа нескольких рассматриваемых вариантов площадок. Для этого необходимо тщательно изучить местные условия и досконально знать особенности строительства и эксплуатации АЭС, зависящие от конкретного места ее расположения.

При выборе площадки для размещения АЭС необходимо ясно представлять весь комплекс сооружений, образующих атомную электростанцию, их функциональное назначение и возможности размещения одного сооружения относительно другого. При выборе площадки для строительства АЭС должны быть учтены вопросы ее связи с внешним миром на периоды строительства и эксплуатации.

Установить необходимость сооружения атомной электростанции в данном районе из условия дефицита электроэнергии и плана развития энергосистемы; определить возможность строительства атомной электростанции исходя из обеспечения безопасной эксплуатации, выполнения санитарных норм, покрытия потребности в воде для охлаждения турбоагрегатов, допустимости использования намеченного района строительства в увязке с долго срочными планами сооружения других предприятий, сохранения окружающей среды; найти самый экономичный вариант места строительства АЭС на основе анализа всего комплекса вопросов ее строительства и эксплуатации – вот те большие и сложные задачи, которые стоят перед специалистами, выбирающими место расположения АЭС.

Ошибки при выборе места строительства АЭС могут привести к перерасходованию десятков миллионов гривен.

Необходимость строительства атомной электростанции, как любой новой электростанции, устанавливается в зависимости от планов развития народного хозяйства и от увеличения энергопотребителей в данном районе.

Прогнозируемый дефицит электроэнергии в рассматриваемом районе определяет конечную мощность электростанции и ввод мощности соответственно по годам для покрытия потребности в электроэнергии. При выборе типа электростанции учитываются особенности АЭС.

Атомные электростанции с точки зрения их размещения обладают большей мобильностью, чем тепловые или гидроэлектростанции. Они не привязаны жестко к рекам с высоким энергетическим потенциалом, как гидроэлектростанции, и не нуждаются в непрерывном снабжении топливом в связи с тем, что потребление топлива ими несравнимо меньше, чем тепловыми электростанциями. Так, для работы современной тепловой угольной электростанции мощностью 1 млн. кВт требуется около 8000 т угля ежесуточно.

Для непрерывной эксплуатации такой электростанции за год необходимо подвезти примерно 60 000 50-тонных вагонов угля. Для работы атомной электростанции такой же мощностью ежегодная потребность в урановом топливе составляет всего около 50 т.

Атомные электростанции в энергосистеме работают в основном в базовой части графика нагрузок. Это вызвано особенностями структуры себестоимости электроэнергии, вырабатываемой на АЭС.

Так как на атомных электростанциях топливная составляющая в себестоимости электроэнергии ниже, чем на тепловых, работающих на органическом топливе, естественно, выгодно обеспечить на АЭС максимальную выработку. Эффективность использования установленной мощности электростанции характеризуется коэффициентом использования, который отражает продолжительность работы электростанции с максимально возможной мощностью за рассматриваемый отрезок времени. Как было ранее показано, коэффициент использования установленной мощности зависит от качества оборудования и эксплуатации электростанции и загрузки АЭС в энергосистеме:

где Qфакт – фактически выработанное количество электроэнергии за рассматриваемый отрезок времени (месяц, квартал, год); QВОЗМ – возможное количество электроэнергии, которое электростанция могла бы выдать в систему при работе весь рассматриваемый отрезок времени на 100%-ной установленной мощности.

Одним из основных требований при оценке возможности строительства АЭС является обеспечение безопасности ее эксплуатации для окружающего населения, которая регламентируется нормами радиационной безопасности. В Украине с июля 2000 года действуют нормы радиационной безопасности ОПБ-2000, отражающие рекомендации Международной Комиссии по радиационной защите (МКРЗ) и Международного Агентства по атомной энергии (МАГАТЭ). Эти нормы введены взамен ОПБ-88, которые действовали на территории Украины до июля 2000 г. Они обязательны для всех юридических и физических лиц, которые осуществляют на территории Украины проектно-исследовательские, поисковые работы по выбору площадки для строительства АЭС, проектирование, строительство, ввод в эксплуатацию, эксплуатацию и снятие с эксплуатации, а также конструирование, изготовление и поставку элементов для них.

В связи с большими планами развития атомной энергетики, ростом количества и суммарной мощности АЭС необходимо непрерывно добиваться уменьшения радиоактивных выбросов в окружающую среду в процессе нормальной эксплуатации АЭС и снижения вероятности таких выбросов в случае аварии. Это необходимо для того, чтобы суммарные выбросы со всех эксплуатируемых АЭС с учетом вероятности аварийных ситуаций не превысили лимита, отпущенного на долю АЭС в общем облучении населения, не приводящем к. вредным последствиям. Необходимо всемерно ограничивать облучение всего населения за счет уменьшения дозы, получаемой отдельными лицами, и за счет ограничения числа лиц, подвергающихся облучению.

Одним из мероприятий защиты окружающей среды – территории и населения от вредных воздействий при эксплуатации АЭС является организация вокруг нее санитарно-защитной зоны (СЗЗ).

При выборе места строительства АЭС должна учитываться возможность создания санитарно-защитной зоны, определяемой кругом, центром которого является вентиляционная труба АЭС.

В соответствии с ДСП 6-177-2005-09-02 санитарно-защитная зона (СЗЗ) – территория вокруг радиационно-ядерного объекта, где уровень облучения людей в условиях нормальной эксплуатации может превысить квоту лимита дозы для категории В (население) (50 мЗв/год). В СЗЗ запрещается проживание населения, устанавливаются ограничения на производственную деятельность, которая не связана с радиационно-ядерным объектом, и где проводится радиационный контроль.

В санитарных требованиях в настоящее время размер санитарной зоны не лимитируется, он устанавливается в каждом конкретном случае по согласованию с органами государственного санитарного надзора и органами ядерного регулирования в зависимости от типа и мощности реактора, расчетного количества радиоактивных выбросов, климатических, метеорологических и топографических условий в районе расположения АЭС, с учетом предполагаемых (на уровне земли) концентраций радиоактивных веществ и гаммаизлучения, обусловленных выбросами.

Особое внимание должно быть обращено на исследование ветровых режимов в районе строительства АЭС с тем, чтобы располагать атомную электростанцию с подветренной стороны по отношению к населенным пунктам.

Исходя из возможности аварийной протечки активных жидкостей предпочтение отдается площадкам с глубоким стоянием грунтовых вод.

Наивысший уровень этих вод должен находиться не менее чем на 1,5 м ниже отметки пола проектируемых подземных сооружений АЭС, в которых, возможно наличие радиоактивных жидкостей.

При выборе площадки для строительства атомной электростанции большое значение имеет техническое водоснабжение. Атомная электростанция – крупный водопользователь. Потребление воды АЭС незначительно, а использование воды велико, т. е. в основном вода возвращается в источник водоснабжения. Огромное количество воды требуется для конденсации отработанного пара турбин. Кроме того, техническая вода используется для охлаждения другого оборудования АЭС, для восполнения потерь воды из замкнутых контуров, для обеспечения хозяйственно-питьевых нужд персонала электростанции и жителей поселка.

Затраты на водоснабжение мощной атомной электростанции исчисляются миллионами гривен, и все возможные, варианты технического водоснабжения АЭС на стадии выбора площадки должны быть тщательно обоснованы технически и экономически. При выборе системы водоснабжения следует максимально использовать естественные водоемы, стремиться к ограничению строительства новых гидроузлов, длинных каналов, искусственных гидротехнических сооружений.

К АЭС, так же как и ко всем строящимся промышленным сооружениям, предъявляются требования по охране окружающей среды. Использование большого количества воды на атомных электростанциях для технических нужд приводит к возможности повышенных потерь воды в источниках водоснабжения по сравнению с естественными условиями. Чтобы предотвратить недопустимое понижение уровня воды в реках и водохранилищах за счет безвозвратных потерь используемой при эксплуатации АЭС воды на испарение и утечки в грунт, эти потери лимитируются в зависимости от конкретных условий размещения электростанции. Исходя из этих условий, должен производиться анализ возможности строительства электростанции и определение ее конечной мощности.

Нормы регламентируют условия забора и сброса воды на АЭС с тем, чтобы не превышать предельно допустимых величин подогрева воды в открытых водоемах, имеющих народнохозяйственное значение. С целью сохранения растительного и животного мира температура воды в водоемах не должна повышаться в зависимости от времени года более чем на 3 – 5°С. Для соблюдения этого условия необходимо, чтобы расход воды в реке в расчетный период не менее чем в 3 раза превышал расход сбрасываемой охлаждающей воды. На протяжении ряда последних лет изучается возможность использования сбрасываемого с АЭС тепла для теплового орошения, разведения рыбы и создания на базе электростанций агропромышленных комплексов. На многих АЭС созданы крупные тепличные хозяйства, использующие в холодное время года тепло от АЭС.

При выборе площадки для строительства атомной электростанции необходимо руководствоваться следующими требованиями:

– земли, отводимые для сооружения АЭС, должны быть не пригодны или мало пригодны для сельскохозяйственного производства;

– площадка строительства располагается у водоемов и рек, на прибрежных незатапливаемых паводковыми водами территориях (с учетом наименьшей высоты подъема охлаждающей воды);

– грунты площадки допускают строительство зданий и сооружений без проведения дополнительных дорогостоящих мероприятий;

– уровень грунтовых вод находится ниже глубины заложения подвалов зданий и подземных инженерных коммуникаций и на водопонижение при строительстве АЭС не требуется дополнительных затрат;

– площадка имеет относительно ровную поверхность с уклоном, обеспечивающим поверхностный водоотвод, при этом земляные работы сведены к минимуму.

В случае отступления от этих требований при сравнении вариантов предполагаемых мест строительства АЭС должен быть выполнен тщательный технико-экономический анализ, учитывающий дополнительные затраты, вызванные неблагоприятными условиями площадки строительств.

Строительство атомных электростанций в сейсмических районах при наличии обводненных слабых грунтов (текучие супеси, текучие суглинки и глины, илы и заторфованные грунты, насыпные грунты и т. п.) не рекомендуется. В случае обоснования необходимости строительства зданий и сооружений АЭС в этих условиях следует принимать дополнительные меры по укреплению оснований или замене слабых грунтов. Для строительства АЭС не следует использовать площадки, в пределах которых или в непосредственной близости от которых выявлены сейсмические разрывы или сбросы.

Площадки строительства АЭС, как правило, не допускается располагать:

– в зонах активного карста;

– в районах тяжелых (массовых) оползней и селевых потоков;

– в районах возможного действия снежных лавин;

– в районах заболоченных и переувлажненных с постоянным притоком напорных грунтовых вод. Крайняя необходимость расположения АЭС в таком районе должна быть подтверждена техникоэкономическим анализом, а также должны быть определены дополнительные затраты при строительстве и эксплуатации АЭС на ликвидацию неблагоприятных условий;

– в зонах крупных провалов в результате горных выработок;

– в первом и втором поясах зон санитарной охраны курортов и источников водоснабжения;

– на участках, загрязненных органическими и радиоактивными выбросами до истечения сроков, устанавливаемых Государственной санитарной инспекцией;

– в районах залегания полезных ископаемых без согласования с органами Госгортехнадзора;

– в зоне возможного затопления в результате разрушения плотин или дамб, расположенных выше предполагаемого места строительства электростанции;

– в районах, подверженных воздействию катастрофических явлений, Отметка территории атомной электростанции должна не менее чем на 0,5 м превышать расчетный уровень высоких вод водоемов или рек с учетом подпора и уклона водотока, а также высоты волны и ее набега. За расчетный принимается наивысший уровень воды с вероятностью повторения один раз в 10 000 лет, т. е. расчетной обеспеченностью 0,01%.

Для определения возможности строительства АЭС в намеченных районах и сравнения вариантов по геологическим, топографическим и гидрометеорологическим условиям на стадии выбора площадки проводятся конкретные изыскания по каждому рассматриваемому варианту размещения электростанции.