Средства радиационного контроля на участках переработки и хранения радиоактивных отходов
Нормативные документы, регулирующие вопросы обращения с радиоактивными отходами (РАО). Классификация и порядок обращения с РАО, состояние технологических систем обращения. Система радиационного контроля, контролируемые параметры и средства измерения.
| Рубрика | Экология и охрана природы |
| Вид | курсовая работа |
| Язык | русский |
| Дата добавления | 14.05.2010 |
| Размер файла | 2,3 M |
Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже
Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.
Севастопольский национальный институт ядерной энергии и промышленности
Курсовой проект
Дисциплина ТО ОРАО
Тема: Средства радиационного контроля на участках переработки и хранения РАО
Выполнила: студентка 342 группы
Скребова Е.В.
Принял: к. т. н. Ерофеев В.А.
г. Севастополь 2007 год
Содержание
- I. Введение
- Перечень принятых сокращений
- II. Основные нормативные документы, регулирующие вопросы обращения с РАО на ЮУ АЭС
- 1. Законодательные и подзаконные акты
- 2. Нормативные акты
- 3. Техническая и эксплуатационная документация
- III. Обращение с радиоактивными отходами
- 1. Классификация и порядок обращения с РАО
- 2. Текущее состояние технологических систем обращения с ЖРО
- IV. Система радиационного контроля на ЮУ АЭС
- 1. Общие положения
- 2. Структура СРК
- 3. Схема организации радиационного контроля при обращении с РАО на ЮУ АЭС
- 4. Контролируемые параметры и средства измерения
- V. Концепция и программа минимизации радиоактивных отходов на ОП ЮУАЭС.
- 1. Цель программы
- 2. Мероприятия по минимизации рао и усовершенствованию системы обращения С РАО НА ЮУ АЭС
- 3. Динамика и прогноз накопления РАО
- VI. Охрана труда при обращении с РАО
- 1. Меры техники безопасности
- 2. Меры радиационной безопасности
- VII. Заключение
- Список используемой литературы
I. Введение
Производство электроэнергии АЭС Украины - дело экономически выгодное и оправданное, ее вклад составляет около 50% всей электроэнергии страны. Нельзя забывать и о том что, как и в любом производстве у атомной энергетики есть свои достоинства и недостатки.
Радиоактивные отходы - вещь неприятная, как в физическом, так и в моральном смысле. Одним из лозунгов атомного века была чистота: неистощимый источник чистой энергии должен был принести всему миру светлое будущее и бесконечные блага, но никакие усилия не смогли обеспечить безотходного использования ядерного топлива. Поэтому сегодня в ядерном топливном цикле есть много "разрывов", из-за которых происходят раздражающие и даже тревожные выбросы загрязняющих веществ. Исходя из этого безопасный сброс возрастающих объемов радиоактивных отходов, накапливающихся в результате эксплуатации атомных объектов, является проблемой первой величины.
К утилизации радиоактивных отходов есть два основных подхода: концентрация и изоляция их от окружающей среды; разбавление до степени, пока их специфическая токсичность не снизится до такого уровня, что их можно выпускать в биосферу в соответствии с нормами радиационной безопасности. Считается что, высокорадиоактивные отходы следует концентрировать и изолировать, а низкоактивные - разбавлять и распылять.
В мире разработаны различные способы захоронения высокоактивных отходов, при этом нужно обратить особое внимание, что ни один из них не дает стопроцентной гарантии того, что эти агрессивные и сохраняющие радиоактивность в течение нескольких тысяч лет отходы не попадут в окружающую среду. Не лучше дело обстоит и с распыляемыми и разбавляемыми низкоактивными отходами, ведь если воздействие больших доз радиации на организм человека изучен достаточно хорошо, то влияние малых доз на последующие поколения человечества остается загадкой. Поэтому для ученых ядерщиков в их открытиях и научных разработках главным должен являться вопрос, какое наследство мы оставим своим потомкам.
Что же касается отношения к радиоактивным отходам то нужно исходить из того, что атомная энергия является благом. Радиоактивные отходы - отрицательное последствие этого блага и относиться к ним нужно так, чтобы не мешать прогрессу атомной энергетики. Технический прогресс не стоит на месте. В недалеком будущем, конечно же, должны появиться научные разработки по использованию, безопасной переработке и надежному захоронению РАО. На данный же момент, по моему мнению, основной задачей производств, связанных с ядерными материалами должно быть создание таких технологий, условий эксплуатации, внедрение таких организационных мероприятий при которых образование радиоактивных отходов будет сведено до минимума.
Перечень принятых сокращений
АВ - аварийный выход
АЭС - атомная электростанция
ГКЯР - Государственный комитет ядерного регулирования
ВД - внешняя дозиметрия
ГЦН - главный циркуляционный насос
ЖРО - жидкие радиоактивные отходы
ЗСР - зона строгого режима
ИДК - индивидуальный дозиметрический контроль
ИИИ - источники ионизирующего излучения
ИИ - ионизирующее излучение
КД - конструкторская документация
КНИ - камеры нейтронные измерительные
КП ЖРО - комплекс переработки жидких РАО
КП ТРО - комплекс переработки твердых РАО
КУ - контрольный уровень
КТО - конструкторско-технологический отдел
КГО - контроль герметичности оболочек ТВЭЛ
МЭД - мощность экспозиционной дозы
ОРБ - отдел радиационной безопасности
ПОР - проект организации работ
ППР - планово предупредительный ремонт
ПУХ ЖРО - промежуточный узел хранения ЖРО
РАВ - радиоактивные вещества
РАО - радиоактивные отходы
РК - радиационный контроль
РО - реакторное отделение
РЦ - реакторный цех
СВО - система водоочистки
СВО-3 - система переработки трапных вод
СВО-7 - система переработки вод спецпрачечной
СДМ - служба диагностики металлов
СИЗ - средства индивидуальной защиты
СУТИ - специализированный участок ремонта теплоизоляции
ТРО - твердые радиоактивные отходы
ТУК - транспортный упаковочный комплект
УГУ1 - 500 - установка глубокого упаривания
УКС - управление капитального строительства
УПТК - управление производственно-технической комплектации
ФМ - фильтрующие материалы
ХЖО - хранилище жидких радиоактивных отходов
ХРИ - хранилище радиоактивных источников
ХСО - хранилище слабоактивных отходов
ХТРО - хранилище твердых радиоактивных отходов
ХТРО-I - хранилище твердых радиоактивных отходов спецкорпуса первой очереди
ХТРО-II - хранилище твердых радиоактивных отходов спецкорпуса второй очереди
ЦППРО - центральное предприятие по переработке радиоактивных отходов
ЦПРО - цех по переработке радиоактивных отходов
ЦТАИ - цех тепловой автоматики и измерений
ЦЦР - цех централизованного ремонта
ЭРП - энергоремонтное подразделение ЮУАЭС
II. Основные нормативные документы, регулирующие вопросы обращения с РАО на ЮУ АЭС
В настоящее время в Украине сложилась и действует трёхуровневая система документов, описывающая все аспекты обращения с РАО.
1. Законодательные и подзаконные акты
Первый уровень - Международные соглашения, законы Украины, распоряжения и постановления Президента и Кабинета Министров Украины, регламентирующие обращения с РАО:
Закон Украины "Об обращении с радиоактивными отходами";
Закон Украины "Об использовании ядерной энергии и радиационной безопасности";
Закон Украины "О защите человека от влияния ионизирующих излучений";
Закон Украины "О разрешительной деятельности в сфере использования ядерной энергии";
Закон Украины "Об охране окружающей природной среды";
Закон Украины "Про ратифікацію об'єднаної конвенції про безпеку поводження з відпрацьованим ядерним паливом та про безпеку поводження з радіоактивними відходами”;
"Комплексная программа обращения с РАО", утверждённая постановлением Кабинета Министров Украины от 29.04.1996 года № 480 в редакции постановления Кабинета Министров Украины от 25.12.2002 года № 2015;
"Порядок лицензирования отдельных видов деятельности в сфере использования ядерной энергии", утверждённый постановлением Кабинета Министров Украины от 06.12.2000г № 1782;
"Комплексная программа модернизации и повышения безопасности энергоблоков АЭС", одобренная распоряжением Кабинета Министров от 29.08.2002 № 504р.
2. Нормативные акты
Второй уровень - нормативные документы в виде норм, правил, положений, требований и т.п., которые разработаны на основании документов первого уровня и определяют конкретный порядок действий при обращении с радиоактивными отходами:
"Общие положения обеспечения безопасности атомных станций"
(НП 306.1.02/1.034_2000);
"Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок" (ПН АЭ Г-7-008-89);
"Положение о порядке расследования и учёта нарушений в работе АЭС" (ПН АЭ Г-12-005-91);
"Нормы радиационной безопасности Украины" (НРБУ-97);
"Радиационная защита от источников потенциального облучения"
(НРБУ-97/Д-2000);
"Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций"
(СП АС_88);
"Основные санитарные правила" (ОСП-72/87);
"Правила радиационной безопасности при эксплуатации атомных станций"
(ПРБ АС-89);
"Правила ядерной и радиационной безопасности при транспортировке радиоактивных материалов" (ПБПРМ-2001 НП 306.4.06.050_2001);
"Положение об аварийных мероприятиях при перевозке радиоактивных материалов" (НП 306.5.051-2001);
"Порядок проведення державної інвентаризації радіоактивних відходів"
(НП 306.5.04/2.059-2002);
"Порядок выдачи сертификатов безопасности при перевозке радиоактивных материалов" (НП 306.5.06/2.008-98);
"Требования к обращению с радиоактивными отходами до их захоронения"
(НД 306.607.710-95);
"Вимоги щодо структури та змісту звіту про аналіз безпеки установки для переробки радіоактивних відходів" (НП 306.02/3.043-2001);
"Обращение с РАО. Контейнеры для захоронения ТРО. Требования к обеспечению радиационной безопасности" (НД 306.608.96);
"Обращение с РАО. Захоронение РАО в приповерхностных хранилищах. Общие требования к радиационной безопасности" (НД 306.604.95);
"Порядок освобождения радиоактивных отходов и побочных радиоактивных материалов от регулирующего контроля" (НП 306.3.04/2.001_97).
"Требования к программе обеспечения качества на всех этапах жизненного цикла ядерных установок", НП 306.5.02/3.017-99.
3. Техническая и эксплуатационная документация
Третий уровень - эксплуатационная документация, инструкции, методики и положения, действующие на ЮУ АЭС.
Система обращения с РАО на ЮУАЭС в целом соответствует требованиям действующих НД, но существуют некоторые отступления, реализация которых связана с недостатком финансирования или техническими трудностями.
Анализ действующих НД:
Основные проблемы, возникающие при реализации требований вышеперечисленных НД на ЮУ АЭС:
Увеличение капитальных затрат на дополнительные защитные устройства для снижения доз облучения персонала в результате введения в действие НРБУ-97.
Отсутствие систем переработки РАО.
Отсутствие систем дезактивации отходов металлов.
Отсутствие технических средств контроля изотопного состава ТРО, отработанных сорбентов и шламов.
В данной работе термины и определения употребляются в следующем значении:
хранение радиоактивных отходов - размещение радиоактивных отходов в объекте, в котором обеспечивается их изоляция от окружающей природной среды, физическая защита и радиационный мониторинг, а также возможность последующего изъятия, переработки, перевозки и захоронения;
обращение с радиоактивными отходами - все виды деятельности (включая деятельность, связанную со снятием с эксплуатации), которые касаются сбора. предварительной обработки, обработки, кондиционирования, перевозки, хранения или захоронения радиоактивных отходов;
предварительная обработка радиоактивных отходов - дезактивация, сбор, сортировка радиоактивных отходов;
радиоактивные отходы - материальные объекты и субстанции, активность радионуклидов или радиоактивное загрязнение которых превышает пределы, установленные действующими нормами, при условиях, что использование этих объектов и субстанций не предполагается;
кондиционирование радиоактивных отходов - операции по подготовке радиоактивных отходов для перевозки, хранения и захоронения. Кондиционирование может осуществляться путем размещения радиоактивных отходов в контейнерах или их иммобилизации;
хранилище радиоактивных отходов - сооружение для хранения или захоронения радиоактивных отходов с обязательным обеспечением инженерных, геологических. физических и других барьеров, которые препятствуют миграции радионуклидов.
III. Обращение с радиоактивными отходами
1. Классификация и порядок обращения с РАО
В процессе работы станции образуются жидкие и твердые РАО.
2. Твердые радиоактивные отходы, образующиеся при эксплуатации АЭС, считаются радиоактивными, если они удовлетворяют одному из следующих критериев:
мощность гамма излучения (P) - на расстоянии 0,1 м от их поверхности больше 1 мк3в/ч (100 мкбэр/час или 0,1 мбэр/час);
удельная активность для - излучателей больше 7,4Ч104 Бк/кг (2 мкКи/кг), а для - излучателей больше 7,4Ч103 Бк/кг (0,2 мкКи/кг);
поверхностная загрязненность превышает для:
- излучения - 500 чаcтиц/см2Чмин;
- излучения - 5 частиц/см2Чмин.
3. ТРО второй и третьей групп активности по виду материала не сортируются.
В зависимости от уровня загрязнения твердые радиоактивные отходы классифицируются на три группы, их значения приведены в таблице 5.6.1.
Классификация твердых радиоактивных отходов
|
Критерий |
Параметр и единица измерения |
Группа отходов |
|||
|
1 группа низко-активные |
2 группа средне-активные |
3 группа высоко-активные |
|||
|
мощность гамма излучения |
Мощность эквивалентной дозы, мбэр/час |
0,130 |
301000 |
Более 1000 |
|
|
удельная активность |
Для -излучателей, мкКи/кг Для -излучателей, мкКи/кг |
2100 0,210 |
100105 10104 |
Более 105 Более 104 |
|
|
поверхностная загрязненность |
Для -излучателей, -частиц/см2мин Для -излучателей, -частиц/см2мин |
500104 5103 |
104107 103106 |
Более 107 Более 106 |
По видам и группам контейнеры-сборники, применяемые для ТРО, должны иметь окраску:
для ТРО 1 группы - белый;
для ТРО 2 группы - голубой;
для ТРО 3 группы - красный.
Мощность дозы гамма-излучения от контейнеров-сборников и мест временного сбора ТРО не должна превышать 0,1 мЗв?час-1 на расстоянии 1,0 м; при превышении этого значения на контейнере должна устанавливаться временная защита.
На ЮУ АЭС установлены следующие места сбора и сортировки ТРО:
для РО блоков 1, 2, СК-1 - в помещении ВС-524;
для РО блока 3 - в помещение А-121 (холл, ЛК-4);
для СББ, блока СВО, БМ и СК-2 - в помещение С-191/2.
Сбор бытового мусора в ЗСР в местах общего пользования (санузлы, туалеты), местах постоянного пребывания персонала, его фрагментацию, упаковку и транспортировку в места сбора производит персонал ЦД.
Транспортировку ТРО с мест сбора на места переработки, непосредственно переработку и временное хранение осуществляет персонал ЦПРО.
Отходы перед удалением с мест образования должны подвергаться радиационному контролю. При затаривании ТРО недопустимо попадание "чистых" отходов, а также отходов различных групп активности в одну упаковку (мешок).
После проведения РК отходы загружаются в полиэтиленовые мешки. Мешки завязываются проволокой. Вес одного мешка не должен превышать 25 кг.
Упакованные отходы транспортируются на места сбора и складируются в поддон для несортированных ТРО в местах сбора и сортировки. При этом:
запрещается сдавать на хранение новое оборудование, трубопроводы и кабельную продукцию;
запрещается сдавать на хранение листы металлопокрытия площадью более 0,5 м2 не имеющие механических повреждений (сквозные отверстия, коррозии пр);
запрещается сдавать люминесцентные лампы на места сбора ТРО.
Для исключения несанкционированного доступа в ЗСР и из неё все двери аварийных выходов должны быть в нормальном состоянии закрыты и опечатаны, а также оборудованы сигнализацией об открытии с выводом сигнализации на ЩРК 1-й очереди и ЦЩРК 2-й очереди по принадлежности. Вскрытие аварийных выходов допускается только в аварийных ситуациях. Исключение составляют аварийный выход ЛК-9 СК-1, аварийный выход ЛК-4 обстройки РО-3 и аварийный выход ЛК-2 БМ предназначенные для транспортировки отходов из ЗСР.
Подачу материалов, оборудования, запчастей и реагентов в реакторные отделения, СК-1, СК-2 и БМ разрешается производить только через соответствующие транспортные коридоры. Для подачи химреагентов в СК-1 должны использоваться транспортные ворота ВС-119/5. Для подачи химреагентов в СК-2 должны использоваться аварийный выход С-191/2 и/или аварийный выход С-125/2.
Подача в ЗСР материалов, оборудования, запчастей и реагентов через посты ВОХР (СБК, СК-2) разрешается только на основании разрешения установленной формы, подписанного начальником цеха-производителя работ. Один экземпляр разрешения по окончанию смены персоналом ВОХР должен быть передан дежурному инженеру ЦПРО.
Жидкие отходы, образующиеся при работе ЮУАЭС считаются радиоактивными, если содержание в них радионуклидов превышает допустимые концентрации (ДК), установленные нормами радиационной безопасности для воды. При отсутствии сведений об изотопном составе смеси максимальная активность не должна превышать 3.010-11 Кu/л.
По суммарной удельной активности жидкие радиоактивные отходы делятся на следующие категории:
слабоактивные - менее 110-5 Кu/л;
среднеактивные - от 110-5 Кu/л до 1 Кu/л;
высокоактивные - свыше 1 Кu/л
Жидкие радиоактивные отходы ЮУАЭС через системы спецканализации направляются для переработки на спецводоочистку. После очистки кубовый остаток и пульпа по трубопроводам поступает на хранение в емкости - хранилища жидких отходов. Очищенные воды после необходимого контроля должны использоваться в оборотном водоснабжении АС, а дебалансные воды могут быть сброшены в хозяйственно-фекальную канализацию промплощадки, если содержание радионуклидов в них не превышает ДКБ в смеси и валовой сброс не превышает установленный ДС. Условия сброса очищенных вод должны соответствовать "Санитарным правилам и нормам охраны поверхностных вод от загрязнения".
Жидкие радиоактивные отходы, содержащие горючие вещества, должны собираться отдельно.
Неактивные твердые отходы подлежат вывозу на организованную свалку. На территории свалки общий гамма-фон не должен превышать 0,01 мР/час над естественным фоном данной местности.
Контроль общего гамма-фона на территории свалки осуществляет лаборатория ВД с периодичностью установленной "Регламентом радиационного контроля на ЮУ АЭС".
Оборудование, материалы и твердые радиоактивные отходы перед выносом из зоны строгого режима, а также транспорт перед выездом из транспортного коридора подвергается радиометрическому контролю дозиметристами службы РК. Если радиационное состояние оборудования, материалов и твердых отходов не противоречит необходимым условиям радиационной чистоты, служба РК выдает установленной формы справку на право вывоза (выноса) их за пределы зоны строгого режима ЮУАЭС. Указанная справка передается на пост ВОХР ЮУАЭС, а её корешок хранится в службе РК в течение календарного года.
2. Текущее состояние технологических систем обращения с ЖРО
Системы обращения с ЖРО
Система обращения с ЖРО на ЮУАЭС состоит из систем-источников и систем переработки и хранения.
К системам-источникам ЖРО относятся:
система безопасной очистки теплоносителя первого контура СВО-1;
система очистки продувочной воды первого контура СВО-2;
система очистки трапных вод СВО-3;
система очистки вод бассейна выдержки отработанного топлива СВО-4;
система очистки продувочных вод парогенераторов СВО-5;
система регенерации борной кислоты СВО-6;
система очистки вод спецпрачечных СВО-7;
система спецканализации.
К системам переработки и хранения ЖРО относятся:
система очистки трапных вод СВО-3;
система очистки вод спецпрачечной СВО-7;
система хранения ЖРО;
Маршруты транспортировки ЖРО по территории ЮУ АЭС
Основные источники образования ЖРО
|
№ п/п |
Источник образования ЖРО |
Вид ЖРО и категория активности |
Проектное поступление, м3/год |
Периодичность поступлений |
Фактическое поступление, м3/год |
|
|
1 |
2 |
3 |
4 |
5 |
6 |
|
|
1. |
Режим нормальной эксплуатации |
|||||
|
1.1 |
РЦ-1 |
|||||
|
1.1.1 |
Трапные воды |
Трапные воды Среднеактивные |
48000 |
постоянно |
26342 |
|
|
1.1.2 |
Отработанные сорбенты |
Отработанные сорбенты Среднеактивные |
31,2 |
9,3 |
||
|
1.2 |
ХЦ |
|||||
|
1.2.1 |
Трапные воды |
Трапные воды Среднеактивные |
9210 |
постоянно |
8000 - 9000 |
|
|
1.2.2 |
Отработанные сорбенты |
Отработанные сорбенты Среднеактивные |
39,5 |
7,0 |
||
|
1.3 |
ЦД |
|||||
|
1.3.1 |
Спец прачечная 1 очереди |
Отработанные дезактивирующие растворы Низкоактивные |
5000 |
постоянно |
3400 |
|
|
1.3.2 |
Спецпрачечная 2 очереди |
Отработанные дезактивирующие растворы Низкоактивные |
5000 |
постоянно |
3200 |
|
|
1.3.3 |
Емкости для дезактивации мелких деталей |
Отработанные дезактивирую-щие растворы и обмывочные воды полосканий Низкоактивные |
- |
По заявкам цехов-владельцев оборудования |
600 |
|
|
1.3.4 |
Система дезактивации помещений |
Отработанные дезактивирую-щие растворы Низкоактивные |
- |
Ежедневно по графику |
800 |
|
|
1.4 |
ЦВКВ |
|||||
|
1.4 1 |
Дренирование приточных вент систем СББ |
Сетевая вода Низкоактивная |
- |
3 раза в год |
18 |
|
|
1.5 |
РЦ-2 |
|||||
|
1.5 1 |
Трапные воды |
Трапные воды Среднеактивные |
5532 |
постоянно |
1762 |
|
|
1.5 |
ЦПРО |
|||||
|
1.5 1 |
Трапные воды |
Трапные воды Среднеактивные |
3733 |
постоянно |
1700 |
|
|
2. |
Режим ремонта |
|||||
|
2.1 |
ЦД |
|||||
|
2.1 1 |
Ванна для дезактивации выемной части ГЦН TU12B01 (на одну выемную на 1 цикл) |
Отработанные дезактивирующие растворы и промывочные воды Среднеактивные |
51,5 |
По заявкам цехов-владельцев оборудования |
21,5 |
|
|
2.1 2 |
Парогенератор (на один ПГ на один цикл дезактивации) |
Отработанные дезактивирующие растворы и промывочные воды Среднеактивные |
80 |
По заявкам цехов-владельцев оборудования |
45 |
|
|
2.1 3 |
Ванны дезактивации штанг СУЗ 1, 2ТU13В01 (шесть штанг на один цикл) |
Отработанные дезактивирующие растворы и промывочные воды Среднеактивные |
10 |
По заявкам цехов-владельцев оборудования |
5,5 |
|
|
2.1 4 |
Улитка ГЦН (1 ед. на цикл) |
Отработанные дезактивирующие растворы и промывочные воды Среднеактивные |
40 |
По заявкам цехов-владельцев оборудования |
25 |
|
|
2.1 5 |
Концы ГЦТ (одного ПГ) |
Отработанные дезактивирующие растворы и промывочные воды Среднеактивные |
60 |
По заявкам цехов-владельцев оборудования |
35 |
|
|
2.1 6 |
Система дезактивации помещений |
Отработанные дезактивирующие растворы Низкоактивные |
- |
По заявкам ОРБ |
4610 |
|
|
2.2 |
ЦВКВ |
|||||
|
2.2.1 |
Регенерация фильтрованных элементов Ц-500 чистым конденсатом |
Сетевая вода Низкоактивные |
- |
1 раз в год |
1,6 |
Технологические системы переработки ЖРО
|
Выпарная установка СВО-3/1 |
||
|
Тип оборудования / начало эксплуатации |
ВН/1982г. |
|
|
Дата и номер разрешения на эксплуатацию |
19.07.2002г. ЕО № 000064 Лицензия на право осуществления деятельности на этапе эксплуатации ядерных установок на площадке ЮУ АЭС |
|
|
Изготовитель |
ВНР г. Кишкунфеледьхаза, Завод Химического Машиностроения 4-го Апреля |
|
|
Производительность: по исходным ЖРО, м3/чac по кубовому остатку, м3/час |
до 6,12 м3/чac |
|
|
Удельная активность исходных ЖРО, Бк/м3 |
3,0х108 Бк/м3 |
|
|
Коэффициент уменьшения объема |
Зависит от концентрации борной кислоты и содержания солей в исходных ЖРО |
|
|
Плотность кубового остатка2, кг/м3 |
- |
|
|
Удельная активность кубового остатка, Бк/м3 |
3,7х1010 Бк/м3 |
|
Выпарная установка СВО-3/2 |
||
|
Тип оборудования / начало эксплуатации |
ВН/1982г. |
|
|
Дата и номер разрешения на эксплуатацию |
19.07.2002г. ЕО № 000064 Лицензия на право осуществления деятельности на этапе эксплуатации ядерных установок на площадке ЮУ АЭС |
|
|
Изготовитель |
ВНР г. Кишкунфеледьхаза, Завод Химического Машиностроения 4-го Апреля |
|
|
Производительность: по исходным ЖРО, м3/чac по кубовому остатку, м3/час |
до 6,12 м3/чac |
|
|
Удельная активность исходных ЖРО, Бк/м3 |
3,0х108 Бк/м3 |
|
|
Коэффициент уменьшения объема |
Зависит от концентрации борной кислоты и содержания солей в исходных ЖРО |
|
|
Плотность кубового остатка2, кг/м3 |
- |
|
|
Удельная активность кубового остатка, Бк/м3 |
3,7х1010 Бк/м3 |
|
Выпарная установка СВО-7 |
||
|
Тип оборудования / начало эксплуатации |
ВН/1982г. |
|
|
Дата и номер разрешения на эксплуатацию |
19.07.2002г. ЕО № 000064 Лицензия на право осуществления деятельности на этапе эксплуатации ядерных установок на площадке ЮУ АЭС |
|
|
Изготовитель |
ВНР г. Кишкунфеледьхаза, Завод Химического Машиностроения 4-го Апреля |
|
|
Производительность: по исходным ЖРО, м3/чac по кубовому остатку, м3/час |
до 6,12 м3/чac |
|
|
Удельная активность исходных ЖРО, Бк/м3 |
3,0х108 Бк/м3 |
|
|
Коэффициент уменьшения объема |
Зависит от концентрации борной кислоты и содержания солей в исходных ЖРО |
|
|
Плотность кубового остатка2, кг/м3 |
- |
|
|
Удельная активность кубового остатка, Бк/м3 |
3,7х1010 Бк/м3 |
|
Выпарная установка СВО-3/1 |
||
|
Тип оборудования / начало эксплуатации |
ВА/1989г. |
|
|
Дата и номер разрешения на эксплуатацию |
19.07.2002г. ЕО № 000064 Лицензия на право осуществления деятельности на этапе эксплуатации ядерных установок на площадке ЮУ АЭС |
|
|
Изготовитель |
ВНР г. Кишкунфеледьхаза, Машиностроительное Объединение им.4-го Апреля |
|
|
Производительность: по исходным ЖРО, м3/чac по кубовому остатку, м3/час |
до 6,12 м3/чac |
|
|
Удельная активность исходных ЖРО, Бк/м3 |
3,0х108 Бк/м3 |
|
|
Коэффициент уменьшения объема |
Зависит от концентрации борной кислоты и содержания солей в исходных ЖРО |
|
|
Плотность кубового остатка2, кг/м3 |
- |
|
|
Удельная активность кубового остатка, Бк/м3 |
3,7х1010 Бк/м3 |
|
|
Выпарная установка СВО-3/2 |
||
|
Тип оборудования / начало эксплуатации |
ВА/1989г. |
|
|
Дата и номер разрешения на эксплуатацию |
19.07.2002г. ЕО № 000064 Лицензия на право осуществления деятельности на этапе эксплуатации ядерных установок на площадке ЮУ АЭС |
|
|
Изготовитель |
ВНР г. Кишкунфеледьхаза, Машиностроительное Объединение им.4-го Апреля |
|
|
Производительность: по исходным ЖРО, м3/чac по кубовому остатку, м3/час |
до 6,12 м3/чac |
|
|
Удельная активность исходных ЖРО, Бк/м3 |
3,0х108 Бк/м3 |
|
|
Коэффициент уменьшения объема |
Зависит от концентрации борной кислоты и содержания солей в исходных ЖРО |
|
|
Плотность кубового остатка2, кг/м3 |
- |
|
|
Удельная активность кубового остатка, Бк/м3 |
3,7х1010 Бк/м3 |
|
|
Выпарная установка СВО-7 |
||
|
Тип оборудования / начало эксплуатации |
ВА/1989г. |
|
|
Дата и номер разрешения на эксплуатацию |
19.07.2002г. ЕО № 000064 Лицензия на право осуществления деятельности на этапе эксплуатации ядерных установок на площадке ЮУ АЭС |
|
|
Изготовитель |
ВНР г. Кишкунфеледьхаза, Машиностроительное Объединение им.4-го Апреля |
|
|
Производительность: по исходным ЖРО, м3/чac по кубовому остатку, м3/час |
до 6,12 м3/чac |
|
|
Удельная активность исходных ЖРО, Бк/м3 |
3,0х108 Бк/м3 |
|
|
Коэффициент уменьшения объема |
Зависит от концентрации борной кислоты и содержания солей в исходных ЖРО |
|
|
Плотность кубового остатка2, кг/м3 |
- |
|
|
Удельная активность кубового остатка, Бк/м3 |
3,7х1010 Бк/м3 |
На ЮУ АЭС отсутствует оборудование глубокого упаривания, отверждения ЖРО, сжигания радиоактивного масла, оборудования для извлечения ЖРО из хранилищ
Хранилища ЖРО на АЭС и накопленные объемы ЖРО
Данные по ЖРО приведены по состоянию на 01.07.03г.
Характеристики хранилищ ЖРО
|
№ п/п |
Название хранилища и емкости |
Вид ЖРО |
Категория активности ЖРО |
Проектный объем, мэ |
Фактическое заполнение,% |
Приме-чание |
|
|
1. Хранилище жидких РАО №1 (ХЖО-1) |
|||||||
|
1 |
Емкость кубового остатка TW15B01 |
Кубовый остаток |
Средне-активные |
500 |
85.4 |
||
|
2 |
Емкость кубового остатка TW16B01 |
Кубовый остаток |
Средне-активные |
500 |
82.8 |
||
|
3 |
Емкость кубового остатка TW17B01 |
Кубовый остаток |
Средне-активные |
207 |
0 |
||
|
4 |
Емкость низко активных фильтрующих материалов TW25B01 |
Фильтрующие материалы |
Низко-активные |
207 |
32.1 |
||
|
5 |
Емкость высокоактивных фильтрующих материалов TW26B01 |
Фильтрующие материалы |
Средне-активные |
207 |
21.0 |
||
|
6 |
Резервная емкость TW27B01 |
500 |
0 |
||||
|
2. Хранилище жидких РАО №2 (ХЖО-2) |
|||||||
|
21 |
Емкость кубового остатка TW10B01 |
Кубовый остаток |
Средне-активные |
496 |
78.8 |
||
|
22 |
Емкость кубового остатка TW10B02 |
Кубовый остаток |
Средне-активные |
496 |
78.8 |
||
|
23 |
Емкость кубового остатка TW10B03 |
Кубовый остаток |
Средне-активные |
486 |
79.8 |
||
|
24 |
Емкость кубового остатка TW10B04 |
Кубовый остаток |
Средне-активные |
491 |
79.9 |
||
|
3. Хранилище жидких РАО №3 (ХЖО-3) |
|||||||
|
31 |
Емкость кубового остатка OTW20B01 |
Кубовый остаток |
Средне-активные |
190 |
98.3 |
||
|
32 |
Емкость кубового остатка OTW20B02 |
Кубовый остаток |
Средне-активные |
190 |
82.8 |
||
|
33 |
Емкость кубового остатка OTW30B01 |
Кубовый остаток |
Средне-активные |
190 |
98.3 |
||
|
34 |
Емкость фильтрующих материалов OTW10B01 |
Фильтрую-щие материалы |
Средне-активные |
190 |
43.4 |
Характеристики накопленных ЖРО
|
№ п/п |
Характеристика ЖРО |
Кубовый остаток |
Отработан-ные сорбенты |
Шламы |
Масло |
Солевой плав |
|
|
1. |
Количество накопленных отходов, м3 |
2934 |
195 |
0 |
0 |
0 |
|
|
2. |
Плотность отходов, кг/м3 |
-* |
-* |
- |
- |
- |
|
|
3. |
Радионуклидный состав |
Mn54, Co58, Co60, Sb124, Cs134, Cs137 |
-* |
- |
- |
- |
|
|
4. |
Суммарная активность, Бк (Кu) |
1.1226e14 (3034) |
-* |
- |
- |
- |
|
|
5. |
Химический состав |
Na, K, SO4, NO3, NH3, Cl, Cu, Fe |
-* |
- |
- |
- |
|
|
6. |
рН среды |
7.6-9.7 |
-* |
- |
- |
- |
|
|
7. |
Солесодержание |
До 650 г\л |
-* |
- |
- |
- |
|
|
8. |
Количество накопленных солей, т |
3613 |
-* |
- |
- |
- |
-* нет методик определения
Общая схема обращения с ТРО
Исполнитель Этапы обращения с ТРО
Подразделения,
работающие в ЗСР
Подразделения,
работающие в ЗСР
под контролем
ДД ОРБ
Подразделения,
работающие в ЗСР
ЦПРО
под контролем
ДД ОРБ
ЦПРО
ЦПРО
Основные источники образования ТРО
|
№ п/п |
Источник образования ТРО |
Вид ТРО |
Проектные поступления, м3/год |
Периодичность поступления |
Фактическое поступление, м3/год |
|
|
Режим нормальной эксплуатации |
||||||
|
1 |
Замена теплоизоляции |
прес-суемые |
отсутствуют |
0,75м3/сут |
20 |
|
|
2 |
Замена, ремонт, реконструкция оборудования |
металл |
отсутствуют |
0,03м3/сут |
6 |
|
|
3 |
Ремонт, реконструкция помещений |
необрабатываемые |
отсутствуют |
0,1м3/сут |
20 |
|
|
4 |
Уборка рабочих мест, дезактивация поме-щений, оборудования |
сжига-емые |
отсутствуют |
0,1м3/сут |
30 |
|
|
Режим ремонта |
||||||
|
1 |
Замена теплоизоляции |
прес-суемые |
отсутствуют |
1м3/сут |
200 |
|
|
2 |
Замена, ремонт, реконструкция оборудования |
металл |
отсутствуют |
0,3м3/сут |
60 |
|
|
3 |
Ремонт, реконструкция помещений |
необрабатываемые |
отсутствуют |
0,3м3/сут |
60 |
|
|
4 |
Уборка рабочих мест, дезактивация поме-щений, оборудования |
сжига-емые |
отсутствуют |
0,35м3/сут |
90 |
|
|
5 |
Замена аэрозольных фильтров |
фильтр. материал |
отсутствуют |
75шт/сут |
50 |
Технологические системы переработки ТРО
|
Оборудование для прессования /суперпрессования |
||
|
Тип оборудования / начало эксплуатации |
С-26 |
|
|
Дата и номер разрешения на эксплуатацию |
Санитарный паспорт №08.00 от 15.11.2000г. |
|
|
Изготовитель |
"RIKO" г. Рыбница, Словения |
|
|
Усилие прессования, т |
200тн |
|
|
Производительность по исходным ТРО, мэ/час |
- |
|
|
Максимальная удельная активность исходных ТРО, Бк/кг |
2,5*108 |
|
|
Контейнеры, которые используются: тип контейнера внешние размеры, м полезный объем, м3 максимальная мощность экспозиционной дозы на поверхности контейнера, мкР/час |
Бочки 170л Высота-0,78 диаметр-0,52 0,17 30 |
|
|
Коэффициент уменьшения объема |
4 |
|
|
Плотность продукта, кг/м3 |
520 |
На ЮУ АЭС отсутствует оборудование для сжигания ТРО
Хранилища ТРО на АЭС и накопленные объемы ТРО
Данные о количестве ТРО, находящихся на временном хранении приведены по состоянию на 01.07.03
Данные о количестве ТРО, находящихся на временном хранении в ХСО
|
№ п/п |
Название хранилища и емкости |
Вид ТРО |
Группа актив- ности |
Проектный объем. м3 |
Фактическое заполнение, % |
Способ хранения (навалом, в контейнерах) |
|
|
1 |
ХСО |
Сжигаемые |
I |
12000 |
19,9 |
навалом |
|
|
2 |
Прессуемые |
34 |
навалом |
||||
|
3 |
Металл |
32 |
навалом |
||||
|
4 |
Необрабатываемые |
11,8 |
навалом |
Данные о количестве ТРО, находящихся на временном хранении в ХТРО-1
|
№ п/п |
Название хранилища и емкости |
Вид ТРО |
Группа актив- ности |
Проектный объем. м3 |
Фактическое заполнение, % |
Способ хранения (навалом, в контейнерах) |
|
|
1 |
ВС-403 |
Фильтры |
I |
420* |
100 |
навалом |
|
|
2 |
ВС-405 |
*** |
II |
390** |
88 |
навалом |
|
|
3 |
ВС-406/1-5 |
металл |
III |
50 |
21 |
навалом |
|
|
4 |
ВС-406/6-10 |
Фильтры |
I |
390** |
47 |
навалом |
* - проектный объем подсчитан с учетом размещения на временное хранение реального количества фильтров. Ранее указывался геометрический объем ячейки.
** - согласно технического решения № ТР.0006.088 (в связи с отсутствием свободных ячеек), фильтра размещаются на временное хранение в ячейку ВС-406/6-10.
*** - РАО II группы активности по видам не сортируются.
Данные о количестве ТРО, находящихся на временном хранении в ХТРО-2
|
№ п/п |
Название хранилища и емкости |
Вид ТРО |
Группа актив- ности |
Проектный объем. м3 |
Фактическое заполнение, % |
Способ хранения (навалом, в контейнерах) |
|
|
1 |
С-359/1 |
Прессуемые |
I |
184 |
100 |
навалом |
|
|
2 |
С-359/2 |
Прессуемые |
I |
184 |
100 |
навалом |
|
|
3 |
С-359/3 |
Металл |
I |
163 |
100 |
навалом |
|
|
4 |
С-359/4 |
Сжигаемые |
I |
204 |
100 |
навалом |
|
|
5 |
С-334/1 |
* |
II |
163 |
- |
навалом |
|
|
6 |
С-334/2 |
* |
II |
204 |
- |
навалом |
|
|
7 |
С-333/1 |
* |
II |
184 |
78,3 |
навалом |
|
|
8 |
С-333/2 |
Фильтры |
II |
143 |
17,4 |
навалом |
|
|
9 |
С-332 |
Металл |
III |
129 |
0,59 |
навалом |
|
|
10 |
С-331/1 |
* |
II |
135 |
0,26 |
навалом |
|
|
11 |
С-331/2 |
Необрабатываемые |
I |
170 |
100 |
навалом |
|
|
12 |
С-331/3 |
Необрабатываемые |
I |
170 |
100 |
навалом |
|
|
13 |
С-331/4 |
Необрабатываемые |
I |
170 |
100 |
навалом |
|
|
14 |
С-331/5 |
Металл+Необраб |
I |
170 |
88,8 |
навалом |
|
|
15 |
С-331/6 |
Сжигаемые |
I |
170 |
89,4 |
в клетях |
|
|
16 |
С-331/7 |
Прессуемые |
I |
170 |
100 |
навалом |
|
|
17 |
С-331/8 |
Сжигаемые |
I |
170 |
100 |
в клетях |
|
|
18 |
С-331/9 |
Металл |
I |
170 |
100 |
навалом |
* - ТРО II группы по видам не сортируются
Данные о количестве ТРО, находящихся на временном хранении в ХТРО-3
|
№ п/п |
Название хранилища и емкости |
Вид ТРО |
Группа актив- ности |
Проектный объем. м3 |
Фактическое заполнение, % |
Способ хранения (навалом, в контейнерах) |
|
|
1 |
Х-001/1 |
Необрабатываемые |
I |
136 |
2,5 |
В бочках (200л) |
|
|
2 |
Х-001/2 |
Необрабатываемые |
I |
136 |
- |
- |
|
|
3 |
Х-001/3 |
Необрабатываемые |
I |
136 |
- |
- |
|
|
4 |
Х-002/1 |
Металл |
I |
629 |
4,1 |
В клетях |
|
|
5 |
Х-002/2 |
Прессуемые |
I |
629 |
3,5 |
В клетях |
|
|
6 |
Х-002/3 |
- |
I |
629 |
- |
- |
Объемы накопленных ТРО по видам и группам активности
|
№ п/п |
Вид ТРО |
Количество ТРО, м* |
|||
|
1 группа |
II группа |
III группа |
|||
|
1 |
Горючие |
2919 |
** |
** |
|
|
2 |
Прессуемые |
4640 |
** |
** |
|
|
3 |
Металлические |
4303 |
** |
** |
|
|
4 |
Необрабатываемые |
2008,4 |
** |
** |
|
|
5 |
Фильтра |
627,8 |
** |
** |
|
|
6 |
Всего |
14498,2 |
488 |
11,434 |
** - РАО II и III групп по видам не сортируются.
Характеристики накопленных ТРО
|
Группа ТРО |
Вид ТРО |
Удельная активность Бк/кг |
Радионуклидный состав |
Плотность кг/м3 |
Способ хранении (навалом, в контейнерах) |
|
|
I |
Горючие |
3,7*105 |
*** |
200 |
смешанное |
|
|
Прессуемые |
2,5*105 |
*** |
130 |
смешанное |
||
|
Металлические |
3,4*105 |
*** |
1800 |
смешанное |
||
|
Необрабатываемые |
2,8*105 |
*** |
1500 |
смешанное |
||
|
II |
Фильтры |
1,9*108 |
*** |
100 |
смешанное |
|
|
II |
* |
2,8*109 |
*** |
1500 |
навалом |
|
|
III |
металл |
6,7*1013 |
*** |
1800 |
навалом |
* - ТРО II группы по видам не сортируются
*** - Отсутствие на ЮУ АЭС необходимого оборудования, приборного парка и согласованных методик не позволяет получить данные о радионуклидном составе ТРО
Общие характеристики накопленных ТРО
|
Характеристика |
I группа |
Фильтры |
II группа |
III группа |
|
|
Радионуклидный состав |
* |
* |
* |
* |
|
|
Активность, Ки |
2,2*1013 |
1,2*1011 |
1,4*1015 |
7,6*1014 |
|
|
Объем, м3 |
13870,4 |
627,8 |
488 |
11,434 |
На ЮУ АЭС отсутствуют отвержденные РАО.
МАРШРУТЫ ТРАНСПОРТИРОВКИ ТРО ПО ТЕРРИТОРИИ ЮУ АЭС
Маршрут №4
Маршрут №6
Маршрут
№3
Маршрут № Маршрут №1А Маршрут №5
Маршрут №2
IV. Система радиационного контроля на ЮУ АЭС
1. Общие положения
Система радиационного контроля (СРК) является одним из технических средств по обеспечению радиационной безопасности при эксплуатации АЭС и предназначена для выполнения информационных, расчетных, диагностических и вспомогательных функций по контролю состояния радиационной обстановки на АЭС и в окружающей среде. СРК является самостоятельной частью общей системы контроля и управления АЭС, функционирующей независимо от ее основных частей.
При нормальной эксплуатации АЭС и в случае возникновения аварийной ситуации СРК должна давать представительную информацию с тем, чтобы было возможно предпринять своевременные меры по ограничению радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду в установленных пределах. В процессе развития аварии СРК обеспечивает последовательное отслеживание радиационного состояния систем, оборудования и отдельных элементов АЭС. В после аварийный период СРК должна давать информацию о состоянии радиационной обстановки для оценки ущерба за счет превышения установленных пределов радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду.
Технические средства СРК на ЮУАС с реакторами типа ВВЭР включают автоматизированный комплекс аппаратуры контроля радиационной безопасности (АКРБ), состоящей из ряда автономных, функционально связанных между собой систем:
средства вычислительной техники;
центральная информационно-измерительная система радиационного контроля (ЦИИСРК) из комплекта АКРБ-03;
автономные приборы дистанционного радиационного контроля;
лабораторные приборы и установки;
носимые приборы;
приборы индивидуального контроля доз внешнего и внутреннего облучения;
специальная, поверочная, калибровочная и ремонтная аппаратура.
2. Структура СРК
СРК на ЮУ АЭС состоит из следующих подсистем (см. Рис.4):
а) радиационный технологический контроль (РТК) и КГО:
за состоянием защитных барьеров и содержанием радионуклидов в технологических средах;
б) радиационный дозиметрический контроль (РДК) включает в себя:
измерение МЭД, объемной -активности воздуха, уровней загрязнения поверхностей;
измерение доз внешнего облучения персонала и содержания инкорпорированных радионуклидов в организме человека;
в) радиационный контроль окружающей среды (РКОС):
контроль газоаэрозольных выбросов;
контроль МЭД и годовой дозы облучения на местности;
контроль загрязнения почвы, растительности, воды открытых водоемов, донных отложений, рыбы, сельхозпродуктов и кормов местного производства, содержания радиоактивных веществ в атмосферном воздухе;
радиационный контроль ЖРАО И ТРАО.
3. Схема организации радиационного контроля при обращении с РАО на ЮУ АЭС
4. Контролируемые параметры и средства измерения
|
Название параметра, который контролируется |
Установленные значения КУ |
Название и тип средств контроля |
Пределы измерения для средств контроля |
|
|
Контроль радиационной обстановки в местах сбора, переработки и хранения РАО |
||||
|
Мощность экспозиционной дозы (МЭД) |
1,4 мР/час |
БДМГ-41 |
10-4 10-1 Р/час |
|
|
0,2 мР/час |
БДМГ-02Р |
10-5 10-2 Р/час |
||
|
ДРГ-01Т |
10-4 99,99 Р/час |
|||
|
Мощность экспозиционной дозы (МЭД) Переносные приборы |
- |
ДРГ-05М |
10-2 104 мкР/с |
|
|
КДГ-1 |
10-4 103 Р/час |
|||
|
МКС-01Р |
10-2 104 мкЗв/ч |
|||
|
Плотность потока -частиц Переносные приборы |
- |
МКС-01Р |
13104 част/ (минсм2) |
|
|
Флюенса -частиц Переносные приборы |
- |
МКС-01Р |
1105 част/см2 |
|
|
Плотность потока -частиц Переносные приборы |
- |
МКС-01Р |
1105 част/ (минсм2) |
|
|
Флюенса -частиц Переносные приборы |
- |
МКС-01Р |
10105 част/см2 |
|
|
Плотность потока нейтронов Переносные приборы |
- |
МКС-01Р |
13104 част/ (сексм2) |
|
|
Флюенса потока нейтронов Переносные приборы |
- |
МКС-01Р |
102105 част/см2 |
|
|
МЭД нейтронного излучения Переносные приборы |
- |
МКС-01Р |
1105 мкЗв/ч |
|
|
Загрязнение поверхностей -активными веществами Переносные приборы |
- |
КРБ-1 |
10107 част/ (минсм2) |
|
|
Загрязнение поверхностей -активными веществами Стационарный прибор |
- |
КРАБ-3 |
1104 част/ (минсм2) |
|
|
Контроль радиационных параметров технологических сред и радиоактивных отходов |
||||
|
Дистанционный контроль с помощью ЦИИСРК |
||||
|
Объемная активность (ОА) конденсата греющего пара и воды до и после установок СВО-2,3,4,5,6,7 |
4,0510-9 Ки/л |
УДЖГ-04 |
10-910-6 Ки/л |
|
|
1,0810-4 Ки/л |
УДЖГ-05 |
10-510-2 Ки/л |
||
|
5,4010-8 Ки/л |
УДЖГ-06 |
10-810-5 Ки/л |
||
|
Объемная активность воды ответственных потребителей |
4,0510-10 Ки/л |
УДЖГ-14Р |
510-11510-8 Ки/л |
|
|
Объемная активность ИРГ, аэрозолей и йода на входе и выходе СГО |
- |
УДГБ-05-01 |
10-5 1,410-1 Kи/л |
|
|
1,0810-7 Ки/л |
УДГБ-08Р |
10-9 l,410-4 Kи/л |
||
|
1,0810-12 Ки/л |
БДАБ-05 |
10-13 10-9 Ки/л |
||
|
1,0810-10 Ки/л |
БДАБ-06 |
10-11 10-8 Ки/л |
||
|
Лабораторный контроль ОА среды до и после СВО-1,2 |
Гамма-спектрометр на базе многоканального амплитудного анализатора SBS-50M. |
Основные параметры детектора приводятся в таблице 2 |
||
|
Лабораторный контроль ОА и радионуклидного состава дистилата БСН, КБ |
||||
|
Лабораторный контроль ОА и радионуклидного состава дистилата БТВ |
||||
|
Лабораторный контроль ОА и радионуклидного состава КГП СВО |
||||
|
РУБ-01П1 |
510-11 10-7 Ки/л |
|||
|
Лабораторный контроль ОА и радионуклидного состава ИРГ до и после СГО, эффективность очистки |
||||
|
Лабораторный контроль ОА и радионуклидный состав воды ответственных потребителей |
||||
|
Лабораторный контроль ОА и радионуклидного состава продувочной воды ПГ до и после СВО-5 |
||||
|
Tri Carb 1000 (для измерения трития) |
2,710-10 2,710-5 Ки |
|||
|
Лабораторный контроль ОА и радионуклидного состава воды БВ |
||||
|
Лабораторный контроль 0А и радионуклидного состава твердых радиоактивных отходов |
||||
|
Лабораторный контроль ОА и радионуклидного состава проб воды наблюдательных скважин |
||||
|
Лабораторные измерения концентрации аэрозолей, йода в воздухе СЗЗ и ЗН |
Гамма-спектрометр на базе многоканального амплитудного анализатора SBS-50M. |
Основные параметры детектора приводятся в таблице 2 |
||
|
Лабораторный контроль радионуклидного состава и активности выбросов ДЖН и йода по аналитическим фильтрам |
||||
|
Лабораторный контроль суммарной активности выбросов Sr-90 |
РУБ-01П1 |
510-11 10-7 Ки/л |
||
|
Лабораторный контроль ОА воды КБ СВО перед сбросом в ХФК, ПЛК |
||||
|
Лабораторный контроль ОА и радионуклидный состав воды КБ СВО перед сбросом в ХФК, ПЛК |
||||
|
Контроль ОА по измерительным каналам ЦИИСРК в приямках ХФК, ПЛК перед сбросом в окружающую среду |
||||
|
Tri Carp 1000 (для измерения трития) |
2,710-10 2,710-5 Ки |
|||
|
Контроль ОА и радионуклидного состава пробы из емкостей ХЖО |
||||
|
Лабораторный контроль проб с объектов окружающей среды |
||||
|
Лабораторный контроль с помощью ТЛД на территории СЗЗ и ЗН |
- |
КДТ-02 (ТЛД-500К) |
510-3 103 Р |
|
|
Контроль МЭД по постам СЗЗ и ЗН |
ДРГ-01Т |
10-4 99,99 Р/час |
||
|
Контроль МЭД по маршрутам СЗЗ и ЗН |
ДРГ-01Т |
10-4 99,99 Р/час |
||
|
Контроль транспорта и материалов стационарными установками |
0,6 мкЗв/ч |
РЗГ-04-01 |
0,55,0 мкЗв/ч |
|
|
0,6 мкЗв/ч |
РЗГ-05 |
0,55,0 мкЗв/ч |
||
|
Контроль транспорта и материалов переносными приборами на КПП |
ДРГ-01Т |
10-4 99,99 Р/час |
Основные параметры детектора гамма спектрометра на базе многоканального амплитудного анализатора SBS-50M
|
Наименование параметра или характеристики |
Значение величины |
|||
|
Номинальное |
Допустимое |
Действительное |
||
|
1 Энергетическое разрешение, кэВ: |
||||
|
а) для энергий 1332 кэВ по изотопу Co60 ПШПВ, |
- |
- |
1,8 |
|
|
б) для энергий 1332 кэВ по изотопу Co60 ПШДВ |
- |
- |
3,6 |
|
|
2 Чувствительность для энергий 1332 кэВ по изотопу Co60, мм2 |
- |
- |
170 |
|
|
3 Отношение пик-комптон для энергий 1332 кэВ по изотопу Co60. |
- |
- |
27 |
|
|
4 Асимметрия пика полного поглощения на одной десятой высоты распределения для энергий 1332 кэВ по изотопу Co60. |
- |
- |
0,93 |
|
|
5 Отношение энергетического разрешения ПШДВ к ПШПВ для энергии 1332 кэВ по изотопу Co60. |
- |
- |
2,0 |
|
|
6 Напряжение полного объединения, В |
- |
- |
2100 |
|
|
7 Оптимальное напряжение, В |
- |
- |
2800 |
|
|
8 Максимально допустимое напряжение, В |
- |
- |
3000 |
|
|
9 Емкость при оптимальном напряжении, пФ. |
32 |
|||
|
10 Расстояние от чувствительной поверхности кристалла до наружной поверхности крышки криостата, мм |
7 |
V. Концепция и программа минимизации радиоактивных отходов на ОП ЮУАЭС.
1. Цель программы
Целями Программы минимизации радиоактивных отходов на Южно-Украинской АЭС (далее в тексте Программа) являются:
обеспечение реализации государственной политики в области обращения с РАО на ЮУАЭС;
приведение системы обращения с РАО на ЮУАЭС в соответствие с требованиями обновлённой нормативной базы Украины
Достижение цели обеспечивается реализацией следующих задач:
минимизации образования РАО;
создания технологий и технических средств, эффективных и безопасных способов переработки РАО;
обеспечения гарантированной надежной изоляции РАО от окружающей среды в специальных хранилищах, защита персонала и населения от воздействия ИИ.
Настоящая Программа предусматривает, что система обращения с РАО на ЮУАЭС планируется к созданию в таком составе:
система сбора и предварительного кондиционирования РАО на промплощадке;
комплекс унифицированных контейнерно-транспортных средств;
система временного хранения кондиционированных РАО на территории промплощадки;
система учёта РАО;
система радиационного контроля процессов обращения с РАО.
Базовым элементом системы обращения с РАО на АЭС Украины является внедрение и ввод в эксплуатацию технологических линий первичной и глубокой переработки твёрдых и жидких РАО с последующим временным хранением переработанных РАО на территориях промплощадок станций.
2. Мероприятия по минимизации рао и усовершенствованию системы обращения С РАО НА ЮУ АЭС
|
№ п/п |
Мероприятия по минимизации РАО |
Краткое описание мероприятий |
Ожидаемый эффект |
Сроки реализации |
Ориентировочная стоимость |
Источник финансирова-ния |
Ответственное подразделение |
|
|
Минимизация радиоактивных отходов на ЮУ АЭС |
||||||||
|
1 |
Административно-организационные мероприятия по минимизации РАО |
|||||||
|
1 |
Планирование образования РАО |
В ведомостях объемов ремонтных работ, годовом графике ремонта оборудования отражать количество РАО, образующихся в процессе производства ремонта каждой единицы оборудования. |
Сокращение объемов поступающих РАО на 0,025 м3/МВт (75 м3/год) |
Постоянно |
Не требует дополнительного финансирования |
ЗГИР, ОППР; ЦЦР; ЦТАИ; ЦВКВ; СУТИ РЦ-1; РЦ-2; ХЦ; ЦПРО; ЦТПК; ЭЦ; ОРБ |
||
|
2 |
Повторное использование пластикатовых СИЗ |
Дезактивация и повторное использование пластикатовых СИЗ |
Экономия 80 000 грн/год |
Постоянно |
Не требует дополнительного финансирования |
- |
ЦД |
|
|
3 |
Обращение с отходами токарных участков, расположенных в ЗСР |
Радиационный контроль деталей, поступающих на ремонт. Радиационный контроль стружки. Раздельный сбор и утилизация чистой и грязной стружки. |
Сокращение объемов поступающих ТРО на 0,003 м3/МВт (10 м3/год) |
Постоянно |
Не требует дополнительного финансирования |
- |
ОРБ; ЦЦР; ЦПРО |
|
|
4 |
Анализ по непроектным врезкам |
Провести анализ по исключению непроектных врезок в системы питьевой, пожарной, технической воды по всем помещениям РО, СК и СББ |
Сокращение объемов поступающих РАО на 0,02 м3/МВт (60 м3/год) |
2 кв. 2004 г. |
Не требует дополнительного финансирования |
- |
РЦ-1; РЦ-2, ЦЦР; ЦТАИ; ЦВКВ; ЦД, ХЦ; ЦПРО; ЭЦ |
|
|
5 |
Установить нормы расхода жидкости |
Рассчитать и ввести новые нормы расхода для каждого помещения потребления жидкости, слив которой после использования заведен в систему РО, СК и СББ |
2 кв. 2004г. |
Не требует дополнительного финансирования |
- |
ЗГИяб, ЦЦР; ЦТАИ; ЦВКВ; ЦД, РЦ-1; РЦ-2, ХЦ; ЦПРО; ЭЦ |
||
|
6 |
Практиковать дезактивацию оборудования и помещений с применением воздушно-водного "пистолета" |
Исключить практику дезактивации полов и стен помещений, трубопроводов и т.д. из шлангов, практиковать применение воздушно-водного "пистолета". Изучить возможность использования этого приспособления для дезактивации крепежа, транспортных тележек, металлолома и т.д. |
Сокращение объемов поступающих РАО на 0,04 м3/МВт (100 м3/год) |
Постоянно 2004г |
1000 грн. /год |
Эксплуата-ционные затраты |
ЦД ЦД |
|
|
7 |
Анализ состава РАО |
Производить ежемесячный анализ состава РАО с целью выявления источников и путей сокращения образования. |
Сокращение объемов поступающих РАО на 0,04 м3/МВт (100 м3/год) |
Постоянно |
Не требует дополнительного финансирования |
- |
РЦ-1; РЦ-2; ХЦ; ЦПРО; ОРБ; ЦЦР, ЭЦ, ЦД, ЦТАИ, ЦВКВ |
|
Таблица.
|
Мероприятия по минимизации РАО |
Краткое описание мероприятий |
Ожидаемый эффект |
Сроки реализации |
Ориентировочная стоимость |
Источник финансирова-ния |
Ответственное подразделение |
|
|
Создание комиссии по учету РАО |
Под руководством Заместителя главного инженера по ядерной безопасности организовать работу комиссии с проведением недельного анализа объемов поступления с выработкой оперативных корректирующих мер |
Сокращение объемов РАО на 0,04 м3/МВт (100 м3/год) |
Постоянно |
Не требует дополнительного финансирования |
- |
ЗГИ по ЯБ, РЦ-1; РЦ-2; ХЦ; ЦПРО; ОРБ; ОЯБ, ЦД, |
|
|
Назначение ответственных лиц за учет РАО |
Разработать систему бланков отчетности подразделений, образующих РАО. Назначить ответственного за учет РАО |
Оптимизация системы учета РАО |
Постоянно Ввод бланков после выпол-ненения п.7.1.5 |
Не требует дополнительного финансирования |
- |
ЗГИ по ЯБ ЦПРО |
|
|
Положение о премировании персонала |
Разработать и ввести в действие через дирекцию НАЭК "Положение о премировании персонала за сокращение РАО" |
Сокращение объемов РАО на 0,04 м3/МВт (100 м3/год) |
2 квартал 2004 г. |
30 000 (ежегодный фонд премирования) |
Эксплуата-ционные затраты |
ЗГИ по ЯБ ЗГД по Экон. Нач. О ОТиЗ Рабочая группа по п.7.1.8 |
|
|
Охлаждение проб при выполнении ручных анализов в реакторном отделении и на спецводоочистке. |
Приобретение двух бытовых холодильников |
Исключение поступления питьевой воды в трап при охлаждении пробы. |
Включение в годовую заявку 2004г. Поставка 2005г. |
3500 |
Эксплуата-ционные затраты |
ХЦ УПТК |
|
|
Программа обучения персонала ЗСР по обращению с РАО |
1. Разработка программ подготовки персонала ЮУ АЭС по обращению с РАО 2. Первоначальная подготовка персонала ЮУ АЭС для КПТРО и КПЖРО (97 рабочих и 11 специалистов) 3. Поддержание квалификации персонала ЮУ АЭС 4. Повышение квалификации персонала ЮУАЭС (на базе СНИЯЭиП по 5 чел. / год) |
Повышение культуры производства при обращении с РАО |
После выпуска типовых программ подготовки по НАЭК 4 кв. 2005г. 4 кв. 2006г. ежегодно ежегодно |
50 000 44850 Не требует дополнитель-ного финанси-рования 2200/год |
Эксплуата-ционные затраты Эксплуата-ционные затраты Эксплуата-ционные затраты Эксплуата-ционные затраты |
Подобные документы
Классификация радиоактивных отходов и источники их образования. Концепция ядерной безопасности и состояние ядерного наследия. Этапы и варианты обращения с различными категориями радиоактивных отходов по МАГАТЭ. Объекты использования атомной энергии.
презентация [3,5 M], добавлен 03.08.2016Изучение источников образования твердых радиоактивных отходов и их классификации. Рассмотрение основ обращения с металлическими отходами, загрязненными радиоактивными веществами. Экологическая и экономическая целесообразность использования переплавки.
курсовая работа [1,8 M], добавлен 15.11.2014Классификация радиоактивных отходов. Развитие технологий обращения с радиоактивными отходами. Факторы, влияющие на безопасность и соответствие хранилищ интересам устойчивого развития. Геологические условия и результаты эксплуатации систем захоронения.
курсовая работа [43,0 K], добавлен 28.11.2012Понятие экологических отходов, их разновидности и отличительные признаки, классы опасности для жизни и здоровья, особенности. Правовое регулирование обращения с отходами производства и потребления, с радиоактивными отходами согласно законодательству.
курсовая работа [34,3 K], добавлен 12.02.2010Образование радиоактивных нуклидов. Дезактивационные установки непрерывного и периодического действия. Удаление радиоактивных загрязнений. Основные принципы обращения с радиоактивными отходами. Источники и основные виды твердых радиоактивных отходов.
презентация [85,4 K], добавлен 24.08.2013Понятие и классификация радиоактивных отходов, источники их появления: ядерная промышленность, медицинский сектор, промышленность. Основные стадии обращения с радиоактивными отходами, современные технологии утилизации и критерии оценки их эффективности.
курсовая работа [74,8 K], добавлен 10.05.2016Опасность радиации для окружающей среды и человека. Анализ деятельности и стратегий обращения с РАО в странах Евросоюза и Америки. Экологическое законодательство в области обращения, хранения и захоронения радиоактивных отходов в Российской Федерации.
дипломная работа [1,4 M], добавлен 13.06.2014Система ведения учёта динамики образования и накопления производственных отходов. Основные региональные проблемы обращения с производственными отходами и пути их решения (с учётом опыта в данной сфере). Проблемы многотоннажных малоиспользуемых отходов.
дипломная работа [1,8 M], добавлен 17.07.2014Правовое регулирование обращения с отходами производства и потребления. Определение качественного и количественного анализа состава отходов и расчет класса их опасности. Учет, ведение кадастра, паспортизации опасных отходов, их транспортирование.
реферат [37,4 K], добавлен 16.03.2015Радиоактивные отходы-происхождение и классификация. Способы и места захоронения радиоактивных отходов. РАО и отработанное ядерное топливо в атомной энергетике России. Проблемы обращения с РАО в России и предложения о возможных путях ее решения.
курсовая работа [218,3 K], добавлен 12.11.2007
