Центральная АЭС (стр. 3 )

-  для уменьшения выхода радионуклидов в рабочее помещение, баки, содержа­щие жидкие радиоактивные среды, находятся под разрежением, создаваемым газодувка-ми. Сдувки из баков направляются в систему газовых сдувок;

-  для предотвращения образования взрывоопасных концентраций водорода в свободном объеме емкости, к бакам предусмотрен подвод азота;

	АЭС-2006	Изм. 1
ОАО «Атомэнергопроект»	Центральная АЭС	30.11.09
Энергоблоки № 1 и № 2 Обоснование инвестиций в строительство Центральной АЭС Том 5 Оценка воздействия на окружающую среду

- для защиты от перелива предусмотрен дублированный контроль за уровнем среды каждого бака (100 % резервирование в случае выхода из строя одного из датчика контроля уровня).

После промежуточной выдержки (хранения) среды направляются на дальней­шую переработку на установке цементирования, с расфасовкой цементного компаунда в контейнеры НЗК-150-1,5П.

Производительность установки цементирования составляет 1,5 м3 в смену, исхо­дя из расчетного времени проведения процесса цементирования.

Расчетный годовой объем зацементированных отходов составляет порядка 30 м /год на блок.

Система переработки вод спецпрачечной

Система переработки вод спецпрачечной входит в состав системы очистки вод «грязного» отделения спецпрачечной и предназначена для переработки стоков спецпра­чечной, дренажных вод, вод дезактивации помещений и душевых вод при неблагоприят­ных показателях качества

Переработка вод спецпрачечной включает в себя несколько стадий очистки: очи­стка от радиоактивных веществ в блоке окисления, фильтрация на мембранных фильт­рах, обессоливание на установке обратного осмоса, концентрирование в концентраторе солей и сушка концентрированных отходов.

Производительность системы составляет 2 м3/час.

Радиоактивные отходы после переработки вод спецпрачечной направляются на отверждение на установку цементирования.

Нерадиоактивный концентрат солей после осушки направляется на полигон промышленных отходов.

Установка цементирования жидких радиоактивных сред

Установка цементирования предназначена для отверждения жидких радиоактив­ных сред, образующихся от зданий зоны контролируемого, с расфасовкой цементного компаунда в контейнеры НЗК-150-1,5П.

Конечный продукт (цементный компаунд) должен соответствует требованиям НП.

2.6.2 Обращения с твердыми радиоактивными отходами

Системы обращения с твердыми радиоактивными отходами (ТРО) предназначе­ны для сбора, сортировки, переработки и временного хранения ТРО, образующихся на АЭС в процессе нормальной эксплуатации, при проведении ремонтных работ и авариях, а также для обеспечения радиационной защиты обслуживающего персонала и исключе­ния радиоактивного загрязнения окружающей среды при обращении с радиоактивными отходами.

По функциональному назначению системы обращения с РАО подразделяются на следующие подсистемы:

-  система сбора, сортировки и транспортировки ТРО;

-  система переработки радиоактивных отходов;

-  система хранения твердых радиоактивных отходов. Система сбора, сортировки и транспортировки ТРО

Сбор ТРО и сортировка их по уровню активности и способам переработки про­изводится на местах образования путем загрузки в соответствующие контейнеры или та­ру разового использования.

Контейнеры и тара разового использования к необслуживаемым помещениям поставляются во время проведения ремонтных работ, когда ожидается поступление от­ходов; в периодически обслуживаемых помещениях и помещениях постоянного пребы­вания персонала контейнеры устанавливаются в специально отведенных местах.

Система переработки твердых радиоактивных отходов

Системы обращения с твердыми радиоактивными отходами (ТРО) предназначе­ны для сбора, сортировки, переработки, упаковки и временного хранения ТРО, образую­щихся на АЭС в процессе нормальной эксплуатации, при проведении ремонтных работ и авариях, в целях сокращения объема отходов и получения кондиционированных РАО, приемлемых для долгосрочного хранения или захоронения.

Классификация отходов осуществляется по категориям активности в соответст­вии с «Санитарными правилами проектирования и эксплуатации атомных станций» СП АС-03.

По функциональному назначению система обращения с ТРО подразделяются на следующие подсистемы:

-  система сбора, сортировки и транспортировки ТРО;

-  система переработки твердых радиоактивных отходов;

-  система хранения твердых радиоактивных отходов.

Сбор ТРО и сортировка их по уровню активности и способам переработки про­изводится на местах образования путем загрузки в соответствующие контейнеры или та­ру разового использования. Контейнеры и тара разового использования к необслуживае­мым помещениям поставляются во время проведения ремонтных работ, когда ожидается поступление отходов; в периодически обслуживаемых помещениях и помещениях по­стоянного пребывания персонала контейнеры устанавливаются в специально отведенных местах.

Металлические ТРО с низким уровнем поверхностного загрязнения при необхо­димости дезактивируются. Дезактивированные ТРО проходят радиационный контроль, по результатам которого они либо направляются на дальнейшую переработку, хранение и (или) захоронение, либо исключаются из категории РАО.

Высокоактивные твердые отходы реакторной установки извлекаются из внутри-корпусных устройств реактора и шахты реактора с помощью специальных устройств ус­танавливаются в капсулы и транспортируются в специальных защитных контейнерах.

Высокоактивные твердые отходы это в основном детали реакторной установки после окончания их срока службы (каналы нейтронного измерения и температуры реак­тора, ионизационные камеры их линии связи и другие);

Хранение высокоактивных ТРО осуществляется в специальных металлических капсулах, установленных в направляющие ячейки хранилища.

Строительные конструкции отсеков для хранения ТРО выполняются по П кате­гории сейсмостойкости по НП-031-01 (за исключением отсека хранения высокоактивных отходов, относящегося к I категории сейсмостойкости по НП-031-01).

Вместимость хранилища обеспечивает прием на хранение твердых и отвержден-ных низко и среднеактивных отходов за 5 лет эксплуатации АЭС.

Вместимость хранилища обеспечивает прием на хранение высокоактивных от­ходов в течение 50 лет эксплуатации АЭС.

Переработка твердых низкоактивных и среднеактивных отходов осуществляется в здании переработки и хранения твердых радиоактивных отходов.

Низко - и среднеактивные отходы для сокращения объема, поступающего на хра­нение, подвергаются следующим видам переработки:

- контрольная сортировка совмещенная с предварительным прессованием и из­мельчением;

-  установка сжигания;

-  установка прессования высокого давления;

Из опыта обращения с РАО при эксплуатации АЭС с ВВЭР-1000 установлено, что ~ 90 % общего объема среднеактивных отходов имеют уровень излучения 1 мЗв/ч, т. е. допускают переработку.

Прессованию подвергаются низко - и ограниченное количество среднеактивных отходов с уровнем излучения до 1 мЗв/ч:

-  строительные отходы;

-  тепловая изоляция;

-  пластиковые изделия;

-  стекло;

-  металлические тонкостенные отходы.

Измельчению подвергаются металлические отходы (трубы, прокат), фильтры вентиляции, мелкое оборудование.

Отходы после переработки размещаются в металлические бочки вместимостью 0,2 м3 и направляются на пресс затем, брикеты укладываются в НЗК и транспортируются на установку отверждения для заполнения цементным компаундом свободного объема.

Сжиганию подвергаются горючие и не горючие низко и среднеактивные отходы:

- бумага, картон;

-  дерево;

-  обувь;

-  резина;

-  хлопчатобумажная спецодежда;

-  пластмасса на основе полиэтилена.

В проекте предусматриваются следующие методы и системы переработки отхо­дов:

Установка сжигания

Основным методом переработки горючих отходов, нашедшим широкое приме­нение в разных странах, при котором происходит максимально возможное сокращение объема отходов, является метод сжигания.

Проектируемая установка сжигания пригодна для переработки как твердых, так и жидких радиоактивных горючих отходов.

Сброс золы из печи сжигания осуществляется в бочки вместимостью 0,2 м3, ко­торые затем направляются на участок обращения с НЗК для их установок в НЗК с после­дующим заполнением межбочечного пространства цементным компаундом на установке цементирования ЖРО.

Оборудование для обращения с контейнерами НЗК-150-1,5П предназначено для приготовления герметизирующей смеси, герметизации крышки и пробки, транспортной связи между постом формирования НЗК, постом заливки смеси в контейнеры НЗК-150-1,5П и постом герметизации крышки, погрузо-разгрузочных работ в отдельных транспортно-технологических операциях.

Промывочная вода от промывки дымовых газов направляется непосредственно на установку цементирования ЖРО.

Установка предварительного прессования

Одним из наиболее широко применяемых способов обработки твердых РАО яв­ляется прессование. Применение способа прессования не требует больших денежных за­трат, что обусловлено использованием относительно дешевых установок и отсутствием отрицательных сопровождающим процесс факторам.

Принятая компоновка установок (установка контрольной сортировки, совме­щенная с установкой измельчения и прессования) позволяет:

- исключить отдельные перегрузочные работы в транспортно-технологической схеме обращения с ТРО;

-  снизить уровень дозовых затрат персонала станции;

-  рационально использовать производственные площади.

Установка пресса высокого давления

Одним из способов уплотнения является механическое прессование под боль­шим давлением (суперпрессование). Суперпрессование представляет собой пресс суще­ственного уменьшения объема твердых РАО путем механического прессования бочек вместимостью 0,2 м3 с отходами после установки предварительного прессования в форму при сжимающем усилии до 2000 тонн. Образующиеся при этом брикеты раскладываются в НЗК, которые транспортируются на установку цементирования ЖРО, размещенную в блоке переработки, для заполнения межбрикетного объема.

Система хранения ТРО

На площадке АЭС предусматривается временное хранение твердых и отвер-жденных радиоактивных отходов. Радиоактивные отходы хранятся в специально обору­дованном железобетонном хранилище (блоке хранения ТРО) наземного типа, входящем в состав здания переработки и хранения.

Хранение высокоактивных ТРО осуществляется в специальных металлических капсулах, установленных в направляющие ячейки хранилища.

Организация хранения ТРО обеспечивает извлечение упаковки отходов из отсе­ков хранилища, для контроля упаковки или вывоза на захоронение, с применением штат­ной технологии и транспортно-технологического оборудования, принятые для загрузки упаковок на хранение.

Вместимость хранилища обеспечивает прием на хранение твердых и отвержден-ных низко и среднеактивных отходов, за 5 лет эксплуатации АЭС, высокоактивных - за 50 лет.

Хранение ТРО осуществляется в контейнерах НЗК-150-1,5П, установленных друг на друга в 8 рядов по высоте в отсеках блока хранения.

Конечный объем твердых отходов (после переработки и не подлежащих перера­ботке) не превышает значения 50 м3/г с блока и составляет:

-  низкоактивные отходы - 76 % от общего количества ТРО;

-  среднеактивные отходы - 23 % от общего количества ТРО;

-  высокоактивные отходы - 1 % от общего количества ТРО.

Проект соответствует действующим нормам и правилам в атомной энергетике РФ и не имеет отступлений от требований нормативно-технической документации.

Проекты оборудования и систем по обращению с РАО отвечают требованиям радиационной безопасности, т. е. при эксплуатации обеспечиваются нормальные, с точки зрения радиационного воздействия, условия для персонала АЭС и окружающей среды.

2.6.3 Обращение с газообразными радиоактивными отходами

Для снижения выброса радиоактивных инертных газов, газообразных соедине­ний йода и аэрозолей из газообразных сдувок технологического оборудования реактор­ного отделения используется система очистки радиоактивных технологических сдувок.

Система состоит из трех одинаковых взаимозаменяемых ниток (основной, вспо­могательной и резервной).

В основной рабочей нитке происходит очистка газовых сдувок из выпара деаэра­тора, прошедшего через систему сжигания водорода из радиоактивных технологических сдувок. Во вспомогательной рабочей нитке происходит очистка газовых сдувок, посту­пающих из системы газовых сдувок реакторного отделения, системы хранения теплоно­сителя эксплуатационного качества, системы переработки теплоносителя.

Система оснащена угольными фильтрами-адсорберами и аэрозольными фильт­рами с высокой эффективностью очистки. Эффективность очистки сдувок от инертных радиоактивных газов определена суммарным объемом угольного сорбента СКТ-ЗС в фильтрах-адсорберах, равным 16м3, при коэффициентах сорбции для криптона - 25, для ксенона - 405. Эффективность очистки аэрозольными фильтрами составляет 99,9 %.

Система очистки сдувок из оборудования жидких радиоактивных сред предна­значена для снижения выброса аэрозолей и газообразных соединений йода из газообраз­ных сдувок технологического оборудования следующих систем:

-  системы борного концентрата;

-  системы переработки теплоносителя;

-  системы промежуточного хранения жидких радиоактивных сред;

-  системы переработки трапных вод;

-  системы спецканализации;

-  установки концентрирования жидких радиоактивных сред;

-  установки цементирования жидких радиоактивных отходов.

Система очистки сдувок состоит из двух одинаковых взаимозаменяемых рабочих ниток (основной и резервной). Постоянная очистка газовой сдувки из систем жидких ра­диоактивных сред производится основной ниткой системы, в случае если оборудование основной нитки выйдет из строя можно переключится частично или полностью на ре­зервную.

Очистка газовых сдувок от аэрозольных радиоактивных частиц осуществляется аэрозольными фильтрами с фильтрующим материалом из стекловолокна. Очистка сдувок от соединений газообразного радиоактивного йода производится модульными фильтра­ми, наполненными угольным сорбентом СКТ-ЗИК. Эффективность очистки аэрозольны­ми фильтрами составляет 99,9 %, модульными фильтрами: для молекулярного йода -99,9 %; для органических соединений йода - 99,0 %.

2.7 РАДИАЦИОННЫЙ КОНТРОЛЬ

В соответствии с «Санитарными правилами проектирования и эксплуатации атомных станций» (СП АС-03) на АЭС и прилегающей к ней территории осуществляется постоянный ра­диационный контроль.

Автоматизированная система радиационного контроля (АСРК), действующая на АЭС и ее промплощадке, дает информацию по:

—  объемной активности инертных радиоактивных газов (ИРГ) в выбросах;

—  изотопному составу ИРГ в выбросах;

—  объемной активности йода в выбросах;

—  объемной активности аэрозолей в выбросах;

—  мощности амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения;

—  объемной активности радионуклидов в жидких сбросах.

Радиационный контроль окружающей среды в автоматизированном режиме осуществляет­ся автоматизированной системой контроля окружающей среды (АСКРО), а так же лабораторными методами контролируется содержание радионуклидов в почве, воде, выпадениях, растительности, продуктах питания местного производства и т. д.

Автоматизированная система контроля окружающей среды охватывает террито­рию, прилегающую к АЭС, включающую СЗЗ и ЗН. Размеры этих зон должны опреде­ляться с учетом полной мощности блоков АЭС, а также с учетом прогностических оце­нок радиационной обстановки в районе размещения АЭС при ее длительной эксплуата­ции.

В таблице 2.7.1 представлен перечень технических средств АСКРО и их основные техниче­ские характеристики для Центральной АЭС.

АСКРО по своему назначению относится к системам нормальной эксплуатации, важным для безопасности АЭС классу ЗН по ОПБ-88/97 и НП-026-01. АСКРО создается как информаци­онно-измерительная система

Система радиационного контроля окружающей среды вводится в эксплуатацию до фи­зического пуска АЭС.

АСКРО обеспечивает:

— непрерывный контроль за радиационной обстановкой в окружающей среде;

—  выполнение прогнозных расчетов с использованием математических моделей юз-действия АЭС на окружающую среду при нормальной эксплуатации и в случае аварии на АЭС;

—  информационную поддержку служб АЭС по обеспечению радиационной безопасно­сти АЭС в части воздействия на окружающую среду (включая аварийные ситуации).

Система АСКРО решает следующие задачи:

—  определение источника поступления активности за пределы зданий и сооружений АЭС по показаниям постов контроля мощности поглощенной дозы гамма-излучения (МИД) и ас-пирационных модулей с использованием, данных системы радиационного контроля (АСРК) блока;

Из за большого объема этот материал размещен на нескольких страницах: 1 2 3 4