Системы спецводоочистки
Количество и назначение систем СВО
В связи с большим разнообразием загрязненных радионуклидами вод и ЖРО по их радиоактивности, периодичности образования, объемам, подлежащим переработке, требованиям к степени очистки и в соответствии с указанным выше принципом раздельной обработки вод разного состава на станциях создается несколько установок СВО, каждая со своим назначением. Некоторые из них обслуживают конкретный блок, другие - станцию в целом. Проиллюстрируем это на примере блоков с реакторами ВВЭР (табл. 4.1). Как видно из нее, системы СВО можно разделить на две категории, разные по назначению.
Установки СВО, относящиеся к первой категории, являются технологическими системами и предназначены для поддержания качества теплоносителя и ограничения его загрязнения радиоактивными нуклидами в реакторных контурах, бассейнах и т.д. Они работают непрерывно (циркуляционные контуры АЭС) или периодически (бассейны выдержки), но с возвратом очищенной воды в соответствующие системы. Производительность этих установок выбирают так, чтобы во всех режимах обеспечивалось требуемое качество водного теплоносителя. Установки этой категории, как правило, обслуживают отдельный блок.
Эти технологические системы СВО, имеющие дело с водами высокой химической чистоты, как правило, включают в свой состав (по ходу потока) механический фильтр, ионообменные фильтры и фильтр-ловушку. Механический фильтр улавливает сравнительно крупные взвеси; ионообменные фильтры очищают теплоноситель от растворенных примесей; фильтр-ловушка улавливает мелкие частицы ионитов, уносимых потоком при прохождении теплоносителя через ионообменные фильтры.
Установки СВО, относящиеся ко второй категории, предназначены для обработки ЖРО. Из установок, указанных в табл. 4.1, эту роль играют СВО-3 (трапные и обмывочные воды, дезактивационные растворы и т.п.) и СВО-7 (воды после прачечных и душевых).
Эти установки обычно являются общестанционными. Работа их может быть периодической с накоплением сбросов и очищенной воды в предусмотренных для этого баках. Производительность установок для обработки этих вод, а также периодичность их работы определяются емкостями баков, имеющихся на станции для сбора вод, подлежащих дезактивации, и для хранения очищенного конденсата. В состав этих СВО, имеющих дело с высокосолевыми растворами, как правило, включаются выпарные установки и дегазаторы. Для более глубокой очистки иногда применяется вторая ступень с ионообменными фильтрами.
Несколько особняком стоят сточные воды душевых санпропускников, которые имеют малую радиоактивность и содержат примеси, соответствующие их источнику - технической или водопроводной воде. Эти воды направляются в контрольные баки для радиометрического контроля. При соблюдении требований НРБ и ОСПОРБ и при строгом дозиметрическом контроле воды, не относящиеся к ЖРО (см. введение), могут быть сброшены в обычную канализацию или внешние водоемы. Воды, относящиеся к ЖРО, через СК направляются на СВО для спецпрачечных.
Аналогичные системы СВО существует и на АЭС с РБМК (подробнее см. [32]). Отметим только, что в случае РБМК существует система 100%-ной конденсатоочистки, фактически выполняющая роль технологической СВО.
На блоках типа БН, использующих натриевый теплоноситель, количество радиоактивных вод и, соответственно, ЖРО значительно меньше. Поэтому и число СВО тоже меньше. Для блока БН-600, например, предусмотрено всего три СВО, но те же две категории остаются:
1) для очистки вод обмывки от натрия оборудования и топливных сборок, дезактивационных и регенерационных растворов, трапных вод;
2) для очистки вод бассейнов выдержки;
3) для очистки вод спецпрачечной и душевых.
Оборудование и схемы установок СВО
Для очистки (дезактивации) радиоактивных вод используют разные методы: осаждение, дистилляция, фильтрация (через слои ионообменных смол или природных неорганических сорбентов), мембранные и т.д. Каждый из них имеет свои достоинства и недостатки. На АЭС обработку ЖРО производят чаще всего на ионообменных фильтрах или в выпарных установках. В некоторых случаях обработка выполняется в две ступени - сначала на выпарных установках, а затем на ионообменных фильтрах.
Схемы СВО, конструкции используемого оборудования, режимы работы изучались в курсах «Атомные станции», «Технология теплоносителей», а также достаточно широко описаны в литературе [30, 35, 38, первые издания 32], поэтому рассмотрим в качестве примера схему только одной системы - СВО-4 блока РБМК-1000 (рис. 4.2).
Трапные воды 1 через механический фильтр 2 сливаются в приемный бак трапных вод 3. Оттуда они насосами 4 подаются в выпарной аппарат 5, скомпанованный с доупаривателем 6. Из доупа ривателя кубовый остаток с концентрацией солей до 200400 г/л поступает в монжюс 7, а после заполнения последнего передавливается сжатым воздухом 8 в хранилище жидких отходов
Пар из выпарного аппарата поступает в конденсатор-дегазатор 10, где конденсируется и очищается от газов (в частности, от углекислого газа и радиоактивных благородных газов). Затем конденсат насосом 11 через систему фильтров 14-16 направляется в бак «чистого» конденсата 17. Из последнего после радиационного контроля он возвращается в технологический цикл блока 18. Если результаты контроля неудовлетворительны, конденсат направляется на повторную очистку.
Одно из условий надежной работы установок СВО — своевременная замена фильтрующего материала. По истечении срока службы радиоактивные фильтрующие материалы через системы гидровыгрузки направляются в хранилища жидких отходов. Сброс отработавших смол в ХЖО производится в виде пульпы с определенным соотношением твердой и жидкой фаз. Общие подходы
Временное хранение ЖРО в процессе обработки при соблюдении требований безопасности осуществляется главным образом по техническим или экономическим соображениям (например, для хранения на время распада короткоживущих радионуклидов или в целях уменьшения тепловыделения до уровня, приемлемого для захоронения). В любом случае такое хранение — промежуточный этап системы обращения с радиоактивными отходами перед их захоронением, осуществляемый в соответствии с требованиями, изложенными ниже. Эти или даже более жесткие требования должны удовлетворяться при длительном хранении ЖРО - в течение десятков или сотен лет, как предусматривалось в проектах первых АЭС. Характерная формулировка тех лет [29]: «ХЖО представляют собой герметичные емкости, ... в которых жидкие отходы могут находиться неограниченно долгое время».
При работе перечисленных в предыдущем разделе технологических установок СВО (например, СВО-1 и СВО-2 в ВВЭР) дезактивированные воды возвращаются непосредственно в контур, а воды после других СВО собираются в баках чистого конденсата для последующего использования. Наряду с этим получаются высокорадиоактивные кубовые остатки после выпарки и ионообменные смолы с сорбированными ими радионуклидами. Объемы этих ЖРО очень малы в сравнении с исходными жидкими радиоактивными отходами, и длительное хранение или захоронение их требует поэтому меньше места, но при длительных сроках хранения вызывает заметные трудности.
В первые годы существования АЭС эти высокорадиоактивные отходы направлялись в полуподземные стальные емкости объемом от 200—500 до 5000—7000 м3. Причем отходы разных категорий хранились в разных емкостях. Для уменьшения объема правилами предписывалось отправлять на хранение отходы с содержанием солей не менее 500 г/л. Один из вариантов такого хранилища жидких отходов показан на рис. 4.3.
Российская атомная энергетика (Нововоронежская, Белоярская и другие АЭС) накопили определенный опыт хранения концентрированных ЖРО, отработавших ресурс ионообменных смол в смеси с другими сорбентами и фильтрующими материалами и т.п. Этот опыт оценивается положительно [28]. Однако хранение радиоактивных отходов в жидком виде - сложная и достаточно трудоемкая работа, требующая строгого контроля за герметичностью емкостей и здания ХЖО, поддержания в емкостях необходимого воднохимического и температурного режима, постоянного вентилирования ХЖО (для исключения накопления радиолитического водорода) и дозиметрического контроля. Тем не менее полностью исключить возможность течи из емкостей или других неприятностей при длительном хранении нельзя. Поэтому к хранилищам ЖРО предъявляются достаточно жесткие требования по обеспечению безопасности хранения. Конструкция емкостей для сбора и временного хранения ЖРО должна исключать возможность утечки радиоактивных растворов в грунт и попадания их в подземные воды. Они должны иметь надежную гидроизоляцию (например, двойные стенки у емкостей с контролем и обеспечением удаления протечек, дублированный контроль за уровнем воды или пульпы, систему перекачки содержимого из одной емкости в другую и т.д.). Вокруг ХЖО должны располагаться наблюдательные скважины для контроля за появлением радиоактивности в грунтовых водах, расположение их выбирается с учетом направления потоков последних.
Требования нормативных документов
Поскольку эти требования являются принципиальными, не ограничиваясь кратким изложением, данным выше, процитируем положения «Правил безопасности при обращении с радиоактивными отходами атомных станций» [11] и некоторых других нормативных документов (номера пунктов исходных документов сохранены):
А. Требования к помещениям, в которых расположены емкости для хранения ЖРО [11]:
4.2.3. Помещения, в которых расположены емкости для хранения ЖРО, должны иметь трехслойную гидроизляцию и облицовку из нержавеющей стали. Объем облицованного помещения должен вмещать все количество ЖРО, находящихся в емкостях. Состояние металла облицовки и сварных соединений облицовки подлежит периодической проверке неразрушающими методами контроля. Объем и периодичность проверки устанавливаются в проекте в соответствии с требованиями нормативных документов.
4.2.5. В помещениях емкостей для хранения ЖРО должны быть предусмотрены:
• сигнализация протечек из емкостей;
• система сбора и возврата протечек;
• возможность дезактивации;
• радиационный контроль (мощность дозы у-излучения)».
Б. Требования к самим емкостям для хранения ЖРО [11]:
4.2.2. Емкости для хранения ЖРО оснащаются
• трубопроводами и арматурой для приема ЖРО, направления ЖРО на переработку и (или) кондиционирование, полного опорожнения;
• контрольно-измерительными устройствами для осуществления технологического контроля температуры, давления, уровня в емкости, сигнализации верхнего уровня емкости, включая контроль протечек ЖРО из емкости;
• пробоотборными устройствами, позволяющими проводить отбор проб по всей высоте емкости;
• устройствами для диспергирования и удаления шлама (осадка) и отложений;
• оборудованием и трубопроводами для перекачки растворов, шламов, сорбентов и смол из одной емкости в другие;
• устройствами для предотвращения перелива ЖРО из емкостей в помещения;
• технологической сдувкой, предназначенной для предотвращения образования взрывоопасных концентраций водорода в свободном объеме емкости;
• средствами контроля концентрации водорода и сигнализации о наличии водорода в свободном объеме емкости;
• устройствами, не допускающими повреждения емкостей при повышении в них давления или их вакуумировании.
Конструкция емкостей должна позволять поиск мест протечек и выполнение ремонта.
4.2.6. В емкостях для хранения ЖРО должен поддерживаться водно-химический режим, обеспечивающий их надежную и безопасную эксплуатацию в течение установленного проектом срока эксплуатации АС. (В [9] уточняется, что ВХР должен исключать интенсивные коррозионные процессы.)
4.2.7. Проектом должны быть предусмотрены резервные емкости для хранения ЖРО, образовавшихся в результате аварий. Минимальный резервный объем этих емкостей должен быть обоснован в проекте. На резервные емкости и помещения, в которых они установлены, распространяются те же требования, что и на основные емкости».
В. Требования к хранилищам ЖРО [9]:
6.2. В проекте ядерной установки должны быть предусмотрены технические средства и организационные меры по безопасному хранению ЖРО, а также установлены и обоснованы допустимые объемы ЖРО, их радионуклидный состав, величина активности и сроки хранения ЖРО.
6.3. Хранение больших объемов ЖРО должно осуществляться в специально оборудованных хранилищах с системой барьеров, предотвращающей поступление радионуклидов в окружающую среду выше пределов, установленных федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии и другими нормативными документами. Технические барьеры устанавливаются и обосновываются в проекте ядерной установки... в соответствии с требованиями настоящего документа и других федеральных норм и правил в области использования атомной энергии.
6.3.1. Конструкция и конструкционные материалы ХЖО должны:
• предотвращать выход радионуклидов в окружающую среду выше пределов, установленных федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии;
• обеспечивать срок службы ХЖО не менее срока эксплуатации ядерной установки...;
Объем емкостей ХЖО должен обеспечивать необходимую технологическую выдержку ЖРО до их переработки и (или) распада короткоживущих радионуклидов.
6.3.7. На территории вокруг помещений с емкостями для хранения ЖРО должны быть предусмотрены контрольнонаблюдательные скважины для отбора проб грунтовых вод. Количество и расположение наблюдательных скважин устанавливается в соответствии с нормативными документами».
Что касается хранения малых объемов ЖРО, то оно осуществляется в специально оборудованных помещениях. Расположение помещений, оборудование их для хранения малых объемов ЖРО и условия хранения должны соответствовать требованиям «Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99) » [4]. Вернемся к общей схеме обращения с отходами (см. рис. 2.1) и рассмотрим различные этапы обработки ЖРО. Начнем с вод и водных растворов.
