Сравнительный анализ газоаэразольных выбросов АЭС и ВВЭР и РБМК

3. Срок службы реактора определяется сроком службы графита (30-40 лет). Затем наступает его деградация, проявляющаяся в его разбухании. Этот процесс уже вызывает серьезные опасения на старейшем энергоблоке РБМК Ленинград-1, построенном в 1973 году (ему уже 39 лет). Наиболее вероятный выход из ситуации - заглушение n-нного количества каналов для уменьшения теплового расширения графита.

4. Графитовый замедлитель является горючим материалом.

5. Ввиду огромного количества запорной арматуры, реактор сложен в управлении.

6. На 1 и 2 поколениях существует неустойчивость при работе на малых мощностях.

7. Большое количество трубопроводов и различных вспомогательных подсистем требует наличия большого количества высококвалифицированного персонала;

8. Необходимость проведения поканального регулирования расходов, что может повлечь за собой аварии, связанные с прекращением расхода теплоносителя через канал;

9. Более высокая нагрузка на оперативный персонал по сравнению с ВВЭР, связанная с большим количеством узлов (например запорно-регулирующей арматуры);

10. Большее количество активированных конструкционных материалов из-за больших размеров АЗ и металлоёмкости РБМК, остающихся после вывода из эксплуатации и требующих утилизации.

Отчитска от радионуклиидов .

Объем отводимых от технологического оборудования газов для реакторов типа РБМК составляет 300 - 350 м3/ч - во много раз больше, чем для реактора ВВЭР. На АЭС с реакторами кипящего типа (одноконтурными) время пребывания большой части радиоактивных газообразных продуктов деления (около 95%) в теплоносителе не превышает нескольких десятков секунд (не более 30 с). Вместе с продуктами радиолиза воды они в виде парогазовой смеси выбрасываются из конденсатора турбин и направляются в систему спецгазоочистки или газгольдер выдержки.

В схеме установки для очистки сбросных газов кипящего реактора типа РБМК использован конденсационный способ очистки газа. Он более экономичен, что для кипящих реакторов важно ввиду значительного объема отходящих радиоактивных газов. Сначала влагу конденсирует в пароэжектором холодильнике до точки росы, близкой к температуре 273К, а затем вымораживают в газоохладителе. Источником холода служит одноступенчатая фреоновая холодильная машина.

Сухой и охлажденный газ подают в угольные адсорберы, причем сначала в головной адсорбер с малым объемом угля. Назначение головного адсорбера - предотвратить попадание влаги и радиоактивных аэрозолей в основной адсорбер.

Рис.4. Принципиальная схема РХГС РБМК. 1 - холодильная машина; 2 - теплообменник; 4 - регенеративный газоохладитель; 5 - вымораживатель влаги; 6 - фильтр для улавливания аэрозольного снега; 7 - угольные адсорберы; 8 - фильтр; 9 - турбохолодильная машина; 10 - газодувка.

Активная зона РБМК. Рис.5

Принцип действия РБМК. Рис6.

Конструкция. Рисунок 7.

В целом можно сказать, что РБМК - хороший реактор для своего времени. В настоящее время принято решение не строить энергоблоки с этим типом реакторов.

3.2 АЭС ВВЭР. (Калининская. Описание, история, текущие данные, «+» и «-», картинки и схемы с описанием работы и отчисткой от радионуклиидов)

ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор) --водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением, одна из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получившая широкое распространение в мире.

На смену РБМК в настоящее время приходит ВВЭР. Он обладает значительными плюсами по сравнению с РБМК.

Основные положения.

Плюсы и минусы.

Реактор ВВЭР. Рис 8.

Отчитска от радионуклиидов .

Для очистки отходящих газов АЭС с ректором ВВЭР используется адсорбционный метод очистки, в частности способ динамической адсорбции радионуклидов криптона и ксенона в колонне, работающей в режиме непрерывного протока.

Газообразные и аэрозольные отходы из монтажных пространств, боксов парогенераторов и насосов, защитных кожухов оборудования, емкостей с жидкими отходами выводят с помощью вентиляционных систем. Эти отходы перед выбросом в вентиляционную трубу очищаются на аэрозольных и иодных фильтрах.

Рис. 9. Схема обработки и удаления газообразных продуктов на АЭС с реактором типа ВВЭР или РБМК; Г -- фильтр грубой очистки; А (И) --аэрозольный (йодный) фильтр; РХС --радиохроматографическая система .

Отводимые от технологического оборудования газы состоят из азота с примесью водяного пара, водорода, газообразных продуктов деления. Объем этих газов равен 4-70 м3/ч для реакторов типа ВВЭР, в которых первый контур замкнут и герметичен. Время пребывания в нем радиоактивных веществ намного больше, чем в разомкнутом первом контуре кипящего реактора типа РБМК, т.к. расход воды из первого контура реактора типа ВВЭР в систему очистки с учетом протечек мал: 20 - 50 т/ч. Поэтому период полувыведения радиоактивных газов из первого контура большой: часы и даже сутки. Дезактивацию технологических газов осуществляют в камерах выдержки или на специальных установках, имеющих фильтры с активированным углем. При выдержке в камерах газов с высокой концентрацией водорода возможно образование взрывоопасной гремучей смеси. Для устранения этого газы разбавляют азотом, что, однако, увеличивает габариты камер. Сократить объем дезактивируемых газов можно за счет сжигания водорода. Схема обработки и удаления газообразных отходов АЭС с реакторами типа ВВЭР и РБМК приведена на Рис.9.

В качестве примера рассмотрим схему установки очистки газообразных отходов АЭС с реактором с водой под давлением, спроектированной в СССР для финской АЭС "Ловица". На этой станции источники газообразных отходов подключены к циркуляционному газовому контуру. В контуре в специальном аппарате с платиновым катализатором дожигается радиолитический водород. Из циркуляционного контура газ поступает в систему газоочистки, которая состоит из трех параллельных взаимозаменяемых ниток. Одна нитка работает постоянно, другая принимает на себя газ эпизодически в процессе дренирования первого контура, когда наблюдается повышенное газовыделение, третья нитка - резервная.

Рис. 10. Принципиальная технологическая схема установки газоочистки финской АЭС «Ловица» (реактор ВВЭР).

IV. ВЫВОД

4.1 Пути дальнейшего совершенствования систем отчистки Технологических газов АЭС

Создание безопасных и экономичных установок для обезвреживания радиоактивных технологических газов АЭС является задачей комплексной. Решать ее нужно не только за счет совершенствования таких установок, но и совершенствования и создания основного и вспомогательного оборудования АЭС, имеющих минимум технологических сдувок радиоактивных газов. В качестве примера можно отметить, что в настоящее время расход эжекторных газов на турбинах отечественных АЭС в 5 раз больше, чем на зарубежных. Следует пересмотреть некоторые режимы газовых сдувок с целью снижения их объемных расходов.

В настоящее время при создании установок по подавлению активности (УПАК) для АЭС с РБМК принят вариант единой установки на два блока электрической мощностью 1000 МВт.

Сложная система с большой тепловой инерционностью неспособна на быстрые изменения температурных режимов, связанных с изменением расходов разных источников технологических газовых сдувок. Такую систему трудно автоматизировать. Кроме того, при выходе из строя оборудования на самой УПАК сдувки технологических газов двух блоков реактора могут на какое-то время остаться без очистки. Практика показывает, что в таких случаях целесообразнее иметь небольшие системы очистки, расположенные на том оборудовании, где проводят сдувки радиоактивных газов. Поэтому такие устройства следует создавать на каждом реакторе, на каждой турбине.

Значительного снижения капитальных и эксплуатационных затрат при создании систем очистки, а главное увеличения надёжности таких установок, можно достичь, если для отдельных технологических операций использовать возможности основного и вспомогательного оборудования АЭС, подключением оборудования УПАК к регенеративной системе турбоустановки.

Примером такого подхода может служить использование газового контура РБМК с организацией очистки сдуваемых газов непосредственно в самом контуре. В таком контуре имеются все элементы криогенной технологической схемы РГХС, кроме угольного адсорбера. В контуре используют оборудование для сжигания СО и Н2, осушки газов от паров воды и СО2, охлаждения газа до температуры 110К. Дефлегматор-разделитель азота от гелия работает в режиме дистилляционной колонны. В жидкий азот переходят все нуклиды Xe, Kr и 41Ar. После выдержки в жидком виде в сосуде выдержки газовую смесь пропускают через угольный абсорбер объёмом 0,5 м3, где происходит задержка криптона и ксенона, достаточная для снижения активности в 100 раз.

Рис.11. Принципиальная схема газового

Контура РБМК: 1 - реактор, 2 - теплообменник; 3 - иодный фильтр; 4 - компрессор; 5 - контактный аппарат; 6 - конденсатор; 7 - цеолитовый абсорбер; 8 - газоохладитель; 9 - угольный адсорбер; 10 - дефлегматор; 11 - сосуд выдержки.

Принимаемые меры приводят к постепенному снижению выбросов радиоактивных газов в атмосферу.

4.2 Вывод

При эксплуатации промышленных или иных объектов должна обеспечиваться экологическая безопасность людей, рациональное использование природных ресурсов, соблюдение нормативов вредного воздействия на окружающую природную среду. При этом должны предусматриваться улавливание, утилизация, обезвреживание вредных веществ и отходов либо полная их ликвидация, исполнение других требований относительно охраны окружающей природной среды и здоровья людей.

Список используемых сокращений

Используемая литература

1. Боровой А.А., Васильченко В.Н., Носовский А.В., Попов А.А., Щербина В.Г. Концепция радиационного контроля ПО "Чернобыльская АЭС" и основные технические требования к системе PK. - Чернобыль, 1993.

2. Васильченко В.Н., Носовский AB., Крючков В.П., Осанов Д.П., Павлов Д.А., Цовьянов А.Г., Бондарчук А.С., Ильичев С.В. Принципы организации сбора информации по дозиметрическим аспектам радиационных аварий. Руководящий документ Росстандарта, РД-187655/94.-Москва, 1994.

3. Голубев Б.П. Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений. / Изд. 3-е, перераб. и доп. Под редакцией E. Л. Столяровой. Учебник для вузов. - M.: Атомиздат, 1976. Закон Украины. Об обращении с радиоактивными отходами. Укр ЯО. - Киев, 1995.

4. Иванов В.И. Курс дозиметрии: Учебник для вузов./4-е изд., перераб. и доп.-M.: Энергоатомиздат, 1988.

5. Индивидуальная защита работающих в атомной энергетике/ В.С Кощеев, Д.С. Гольддггейн, В.Н. Клочков и др. -M.: Энергоатомиздат, 1992.

6. Кононович А.Л., Осколков Б.Я., Кудрявцева Н.А, Коротков В.Т., Ростовцев А.Л., Носовский А.В., Васильченко В.Н., Чабан Н.Г. Оценка радиоактивного состояния подземных вод в районе Чернобыльской АЭС. - Атомная энергия, 1994, т.77, вып.5.

7. Культура безопасности: Доклад Международной консультативной группы по ядерной безопасности (INSAG). - Вена, МАГАТЭ, 1990. (Серия безопасности 75-INSAG-4).

8. Левин В.Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. Учебник для техникумов. /3-е.изд. - M.: Атомиздат, 1975.

9. Мащенко Н.П., Мурашко В.А. Радиационное воздействие и радиационная защита населения при ядерных авариях на атомных электростанциях: Учеб. пособие. - К.: Вища шк., 1992.

10. Машкович В.П., Панченко А.М. Основы радиационной безопасности. Уч. Пособие для вузов. - M.: Энергоатомиздат, 1990.

11. Носовский А.В., Цовьянов А.Г., Кочетков О.А., Чабан Н.Г., Иванов Е.А. Опыт эксплуатации системы санитарно-пропускного режима на Чернобыльской АЭС. - Атомная энергия, 1997, т. 82, вып.2, с. 140-146.

12. Нормы радиационной безопасности НРБ -76/87. Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующх излучений ОСП - 72/ 87 / Минздрав СССР- 3-е изд., перераб. и доп. - M.: Энергоатомиздат, 1988.

13. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88) ПНАЭ Г-1-011-89 / Госатомнадзор СССР. - M.: Энергоатомиздат, 1990.

14. Правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений в учреждениях, организациях и на предприятиях Академии наук СССР.-M.: Наука, 1984.

15. Радиация: Дозы, эффекты, риск. Пер с англ. - M.: Мир, 1990.

Размещено на Allbest.ru