CC BY
104
_ ПРОБЛЕМЫ ЯДЕРНОЙ, РАДИАЦИОННОЙ _
И ЭКОЛОГИЧЕСКОЙ БЕЗОПАСНОСТИ -
УДК 621.592.3 +621.039.7.25.13
ИСПОЛЬЗОВАНИЕ КРИОГЕННЫХ ТЕХНОЛОГИЙ ДЛЯ УТИЛИЗАЦИИИРГ И РАДИОАКТИВНЫХ АЭРОЗОЛЕЙ ПРИ ВЫБРОСАХ ОИАЭ
© 2013 г.А.П. Елохин*, Г.Ю. Цфасман**, А.Л. Шуяков**, В.Б. Воротынцев**, С.В. Семенов**
*Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», Москва **ООО «КРИОМАШ-БЗКМ», Москва
Поступила в редакцию 11.02.2013 г.
Рассматриваются вопросы применения криогенных технологий для утилизации инертных радиоактивных газов (ИРГ) и радиоактивных аэрозолей. Проведен анализ радиоактивных выбросов АЭС и в районах расположения предприятий топливного цикла.
Показано, что наибольший вклад в формирование дозовых нагрузок на персонал и население оказывают выбросы ИРГ особенно в условиях планово -предупредительных работ (ППР).
Дано обоснование применяемым методам утилизации ИРГ и показан принцип их действия, в основе которого лежит метод охлаждения воздуха при использовании специального оборудования, его сжижение и концентрирование в нем сжиженных радионуклидов криптона и ксенона.
Рассмотрены криогенные системы утилизации и указаны их отличия при утилизации ИРГ, осуществляемой в условиях штатной работы АЭС и при ППР.
Ключевые слова: АЭС, радиоактивные выбросы, инертные радиоактивные газы и аэрозоли, методы охлаждения воздуха, сжижение газов, криогенные системы, криогенные технологии.
Оценкарадиоактивного загрязнения окружающей среды как в условиях штатной работы объектов использования атомной энергии (ОИАЭ), так и при радиационных авариях, обычно, сводится к оценке объемной и поверхностной (в следе радиоактивного облака) активности, создаваемой радиоактивными аэрозолями, поскольку последние оказывают радиационное воздействие как в результате внешнего, так и внутреннего облучения персонала, а также населения, проживающего вокруг ОИАЭ.
Анализ материалов ежегодника «Радиационная обстановка на территории России и сопредельных государств в 2008 году» [1] показывает, что радиационная обстановка в районах расположения предприятий топливного цикла (ПО «МАЯК», Челябинская область; ФГУП «Горно-химический комбинат» (ГХК), Красноярский край; Сибирский химический комбинат (СХК), Томская область и т.д.), а также на АЭС с реакторами ВВЭР и РБМК в целом нормальна. Наблюдаемые объемные активности выбросов таких радионуклидов как ИРГ, сб, сб, I, Со существенно ниже допустимых, составляя по ИРГ 2,14-1013(НГО «МАЯК»); 2,01015 (ГХК); 5,71014 (СХК) и, согласно НРБ - 99, не представляют опасности для населения.
В условиях обычной штатной работы на ОИАЭ, например, на АЭС эта величина,действительно, незначительна и ею можно пренебречь. Однако, в период планового профилактического ремонта (ППР) выброс может достигать значительной величины, составляя от 80 до 90% годового выброса, поскольку процесс выброса
©Издательство Национального исследовательского ядерного университета «МИФИ», 2013
длится достаточно короткое время (1-2 суток).
Из приведенных данных работы [1] следует, что на каждом типе указанных производств наиболее значительную величину выбросов в атмосферу составляют ИРГ, радиационные характеристики которых, наряду со значениями дозовых коэффициентов, предназначенных для оценки мощности дозы ^-излучения Бар (Звм /(сБк)), отдельных радионуклидов приведены в таблице 1.
Радиационное воздействие инертных радиоактивных газов в силу их особых физико-химических свойствучитывают лишь при оценке внешнего облучения, полагая, что в процессе переноса радиоактивной примеси в атмосфере они полностью рассеиваются [2] и не взаимодействуют с подстилающей поверхностью.Последнее утверждение требует более тщательного анализа, поскольку выходящие из венттруб ОИАЭ ИРГ представляютсобой специфическую газовую среду, плотность которой
3 3
значительно больше плотностивоздуха рв = 1,29Ч10- г/см .
Таблица 1. Радионуклиды инертных радиоактивных газов*
Радионуклид Энергия Квантовый Период Значения дозовых Граничная
фотонов выход полураспада коэффициентов энергия
Е, МэВ П, % Тз отдельных радионуклидов Baß, (Зв • м3/(с Бк)) в- излучения, Е0, кэв
Ar41 1,2936 99,1 1,83 ч 2,42Ч10-14 -
Kr85m 0,30447 0,15099 14,1 75,3 4,48 ч 1,4Ч10-14 —
Kr85 0,51397 0,435 10,71 года 1,23Ч10-14 0,672
Kr87 0,4027 48,3 1,27 ч 6,66Ч10-14 3,881
2,3920 37,8
2,1959 14,9
Kr88 1,5298 0,8347 0,1961 11,3 13 37,8 2,84 ч 1,86Ч10-14 0,958
Xe125 0,2434 28,9 17,0 ч - —
0,18843 55,1
0,37496 20,3
Xe127 0,20284 0,17210 67,7 23,2 36,41 дня
0,089997 36,3
Xe133 КХ 0,03164 47 5,245 дня 5Д4Ч10"15 0,346
Xe135 0,2498 90,5 9,083 ч 1,9Ч10-14 0,909
При распространении инородного газового потока в воздушной среде соответственно поток должен либо подниматься вверх, либо опускаться вниз, в зависимости от того будет ли плотность этого газового потока рг меньше или больше плотности воздуха рв. Таким образом, газовая среда, распространяющаяся в воздухе с плотностью в 1,38 (по Аг), 2,9 (по Кг) и 4,57 (по Хе) раз больше плотности воздуха, согласно закону Архимеда должна в воздухе опускаться вниз. Если указанная среда радиоактивна, то она, опускаясь на подстилающую поверхность, будет создавать дозовую нагрузку как внешнего облучения, так и внутреннего - при дыхании (доза при ингаляции) в зависимости от общей величины активности в выбросе.
* Остальные радионуклиды инертных газов имеют период полураспада меньше 1 часа и их не учитывают.
Оценка скорости гравитационного осаждения w инертных газов в воздухе получена в [3] и определяется выражением:
w — 3
2 ^
(Рг -Ре )
Рг
(1)
где g - ускорение свободного падения;
Vk [см /с] - кинематическая вязкость;
рг, рв - плотность газа и воздуха соответственно.
При плотности радиоактивных инертных газов, соответственно равной рАг= 1,78-10-3; ркг= 3,74-10-3; рхе= 5, 89-10"3 г/см3; рв= 1,29-10"3 и VI = 0,15 см2/с, значения скоростей гравитационного осаждения будут равны: wAr = 4,32; wKr = 5,76; wXe = 6,11 см/с.
Оценку объемной активности ИРГ найдем, используя аналитическое решение стационарного уравнения турбулентной диффузии [4] для приземного слоя атмосферы при постоянных продольной скорости переноса воздушного потока и, коэффициенте
турбулентной диффузии ^ (например, усредненных по высоте приземного слоя атмосферы), для найденных значений скоростей гравитационного осаждения w соответствующих ИРГ, определенных по формуле (1), и равных нулю поперечной скорости переноса примеси v, постоянной релаксации примеси а0, полагая отсутствие осадков, и постоянной распада X радионуклидов, рассматривая перенос последних с периодом полураспада ^ не менее двух суток.
д. (х, * *
ы2жау (х)
ехр
Л
(*),
(2)
где x, у, z - текущие координаты;
£(к, z) - определяется формулой:
M
S ( х, г) = — ехр
аг,х w х w
( г - к)
и 4кы
2к
ехр
(-[г + к] и!4кх) + ехр(-[г - к]2 и /4кх)
( 2 Р- w)
ки
ехр
ких
(2р-w)(z + к) Г2р-^^2 кх 2к I 2к I и
х вг/е
2к
■^кх/и
( г + к ) 2^1кх/й
в которой величина <у2у (х) в формуле (2), определяется выражением, [4]: (72(х) — Ъх2/и 2(1 + ахЬ/ки); Ъ, к, и - представляют собой усредненные по приземному
слою с весом S(x, г) значения энергии турбулентных пульсаций Ь(г), коэффициента турбулентной диффузии к(г) и скорости ветра и(г), которые рассчитывались для каждого состояния устойчивости атмосферы; а - постоянная; в - скорость сухого осаждения, которую для ИРГ также полагали равной нулю. Величину мощностивыбросаМ определяли, используя данные таблицы 2, полагая, что в течение двух суток в атмосферу поступают радионуклиды Кг общей активностью 7,53-10 Бк.
Результаты расчетов приведены на рисунках 1, 2 (а-д) на высоте ъ = 1,5 м при эффективной высоте выброса Нэф = 100 м. На рисунке 1 приведены осевые распределения объемной активности при различных состояниях устойчивости атмосферы, характеризуемые различной скоростью воздушного потока. Из рисунка следует, что максимум распределения уменьшается и сдвигается в сторону больших расстояний от источника с ростом скорости ветра. На больших расстояниях от источника выбросов (х = 500 м) объемная активность в распределении 3 оказывается больше по сравнению с распределениями 1 и 2. Последнее обусловлено тем, чтопри большой скорости ветра ИРГ подхватывается ветром (сдувается от источника) и переносится на большие расстояния. Напротив, при малой скорости ветра основная масса оседает
Рис. 2. Поперечные распределения объемной активности Ау(у) 85Кг при скорости воздушного потока и равной 5 (1); 10,7 (2); 15,3 (3) м/с на расстояниях от источника 20 (а); 50 (б); 100 (в); 200 (г); 500 (д)
мвблизи источника
С ростом эффективной высоты выброса Иэф максимум распределения также сдвигается в сторону больших расстояний от источника выбросов. Эти результаты хорошо известны в литературе и в настоящей работе лишь подтверждают справедливость расчетной формулы.
На рисунке 2 (а-д) представлены поперечные распределения объемной активности на различных расстояниях от источника, которые также отражают динамику амплитуды и характер распределений, приведенных на рисунке 1. Действительно, значение объемной активности в максимуме поперечных распределений с ростом расстояния от источника резко уменьшается (см. кривые 1,2) на рисунках «а, б, в», а значение объемной активности кривой 3 растет. На больших расстояниях (рисунок «г») объемная активность кривых 1, 2 и 3 уже становится сравнимой, а при дальнейшем росте расстояния от источника (рисунок «д») объемная активность кривой 3 становится больше, чем в распределениях 1 и 2.
Оценку эквивалентной дозы внешнего облучения в рамках концепции лучевого равновесия [5] в зависимости от состояния устойчивости атмосферы проводили, используя полученные результаты расчета объемной активности в максимуме ее распределения и дозовые коэффициенты работы [2],по формуле:
И = AvBayt, (3)
где Ау(Бк/м ) - объемная активность ИРГ;
Bay - дозовый коэффициент, равный мощности эквивалентной дозы, создаваемой в ткани человека, находящегося на открытой поверхности почвы при единичной концентрации радионуклида в атмосферном воздухе [Грм3/(сБк)];
t - время облучения.
Расчеты показали, что при низкой скорости воздушного потока в максимуме распределения объемной активности величина мощности дозы внешнего облучения составляет: 0,826 мЗв/час (u = 5 м/с), т.е. за сутки персонал может получить годовую дозу 20 мЗв, а за 6 часовой рабочий день 4,95 мЗв (0,5 P). Хотя полученные оценки и не превышают интегральные нормы НРБ-99/2009 [6] для персонала, тем не менее, его дальнейшая работа на ОИАЭ, на котором могут наблюдаться такие штатные выбросы, требует повышенного индивидуального дозиметрического контроля и экологического контроля окружающей среды.
Оценка дозы при ингаляции, обусловленная воздействием ^-излучения радионуклидов ИРГ на легкие, как правило, в литературе не рассматривается (см. например, [2]), но в рамках представленного в настоящей работе концептуального подхода решения проблемы утилизации ИРГ ее величину можно получить по формуле, аналогичной формуле (3), используя вместо дозового коэффициентовВаукоэффициенты Вар, применяемые в [2] для оценки мощности эквивалентной дозы для незащищенной одеждой биологической ткани, учитывая тот факт, что в-излучение ИРГ, попадающих в легкие при дыхании, будет производить подобный эффект при воздействии на легочную ткань. Значения этих коэффициентов для различных ИРГ приведены в таблице 1.
И = AvBaet. (4)
Тогда в области максимума кривой 1 рисунка 1 при значении объемной активности AV равной
1,85-10° Бк/м3 за время t пребывания в зоне приземления факела
выбросов, содержащего только ИРГ, не больше периода полураспада радионуклида (г < Т^), сотрудники из персонала АЭС могут получить дозы, значения которых приведены в таблице 2.
Результаты оценки показывают, что доза персонала за время его пребывания в зонерадиоактивного загрязнения для большинства радионуклидов более чем 5-10 раз превышает допустимое значение при штатной работе АЭС. Более корректные оценки указанных величин, в первую очередь, требуют уточнения модели дыхания и учета особенностей взаимодействия ^-излучения с легочной тканью, а также привлечения численных методов решения уравнения переноса для электронов (например, в рамках модели непрерывного замедления [7, 8]) для расчета дозовых распределений в указанной легочной ткани.
Таблица 2. Дозовые нагрузки персонала при внутреннем ^-облучении инертными радиоактивными газами
Радионуклид Период полураспада Ts Время пребывания в зоне радиоактивного загрязнения г, с. Значения дозовых коэффициентов отдельных радионуклидов Бар,Зв м3/(с■ Бк) Доза персонала за время пребывания в зоне радиоактивного загрязнения, мЗв
Аг41 1,83 ч - 2,42Ч10-14 -
Кг85т 4,48 ч 16128 (4,48 ч) 1,40Ч10-14 0,418
Кг85 10,71 года 21600 (6 ч) 1,23Ч10-14 0,492
Кг87 1,27 ч 13716 (3,81 ч) 6,66Ч10-14 0,986
Кг88 2,84 ч 10224 (2,84 ч) 1,86Ч10-14 0,352
Хе125 17,0 ч 21600 (6 ч) - -
Хе127 36,41 дня 21600 (6 ч) - -
Хе133 5,245 дня 21600 (6 ч) 5,14Ч10-15 0,205
Хе135 9,083 ч 21600 (6 ч) 1,90Ч10-14 0,76
Если радиоактивные аэрозоли могут быть задержаны путем усовершенствования методов фильтрации, то задержка ИРГ оказывается достаточно трудоемкой в силу особых их физико-химических свойств, требуя специальных технологий. Вместе с тем, используя известные технологии сжижения газов при низких температурах [9] и, основываясь на том, что разные ИРГ имеют различную температуру, при которой они превращаются в жидкость* (см. рис.3), а также учитывая тот факт, что выбросы газоаэрозольной радиоактивной примеси в атмосферу на рассматриваемых производствах осуществляются не равномерно (в сутки, месяц, год), а имеют залповый характер, то, ограничивая время выброса и направляя в заданный период времени воздушный поток, загрязненный газоаэрозольной радиоактивной примесью, в установку сжижения газов, можно добиться как разделения ИРГ от воздуха, так и выделения радиоактивных аэрозолей.
*Лит.: Клод Ж., Жидкий воздух, пер. с франц., Л., 1930; Кеезом В., Гелий, пер. с англ., М., 1949; Герш С. Я., Глубокое охлаждение,
3 изд., ч. 1-2, М.-Л., 1957-60; Разделение воздуха методом глубокого охлаждения, т. 1-2, М., 1964; Техника низких температур, М. - Л., 1964; Новые направления криогенной техники, пер. с англ., М., 1966; Фастовский В. Г., Петровский Ю. В., Ровинский А. С., Криогенная техника, М., 1967; Криогенная техника за рубежом, М., 1967.
Рис. 3. Зависимость температуры сжижения инертных газов при нормальном атмосферном давлении как функции их массового числа. Цифрами отмечена температура сжижения соответственно: 1 - Ии; 2 - Хе; 3 - Кг; 4 - Аг; 5 - 02; 6 - N
Использование подобных технологий позволит полностью закрыть вопрос о радиоактивных газоаэрозольных выбросах в атмосферу и, таким образом, существенно улучшить экологическую обстановку окружающей среды для персонала и населения в районе объектов использования атомной энергии.
Сжижение газов может быть осуществлено за счет эффектов их охлаждения при использовании необратимого эффекта Джоуля - Томсона, основанного на дросселировании газа через полупроницаемую перегородку, или методе охлаждения газа при его адиабатическом** расширении и совершении внешней работы, являющемся обратимым процессом [10]. Однако для метода Джоуля - Томсона характерна некая пороговая температура газа, называемая температурой инверсии Тинв, зависящая от вида газа, при которой газ Ван-дер-Ваальса, проходя через полупроницаемую перегородку, не изменяет свою температуру. В связи с чем в процессе Джоуля - Томсона приТ<Тинвбудет наблюдаться охлаждение газа,а приТ>Тинв-егонагревание. По сравнению с методом адиабатического охлаждения метод, основанный на эффекте Джоуля - Томсона, обладает большей простотой. В нём не возникает проблемы смазки, поскольку используемая аппаратура не содержит никаких подвижных частей, работающих при низких температурах. Однако за эту простоту приходиться платить значительной потерей эффективности охлаждения и необходимостью работать при высоких давлениях с использованием больших количеств газа. Напротив, охлаждение при адиабатическом расширении с совершением внешней работы является более эффективным, чем при дросселировании, поскольку обратимость процесса в используемых для этих целей механических устройствах обеспечивает большой коэффициент полезного действия.
В работе [3] показано, что как идеальный газ, так и газ Ван-дер-Ваальса охлаждаютсяпри обратимом адиабатическом расширении. Таким образом, применение для охлаждения газа обратимого адиабатического процесса имеет принципиальное преимущество по сравнению с использованием эффекта Джоуля-Томсона, связанное с отсутствием явления инверсии. Однако для реализации этого преимущества возникает необходимость создания технических устройств, в которых газ должен совершать механическую работу над внешними телами, например, над поршнем или турбиной. Только в этом случае расширение газа может быть обратимым.
Машины, служащие для получения низких температур за счет расширения газа с
**Адиабатный процесс - процесс, происходящий в физической системе без теплообмена с окружающей средой. Адиабатные процессы могут протекать обратимо и необратимо. В случае обратимого адиабатного процесса энтропия системы остаётся постоянной, в связи с чем такой процесс называют ещё изоэнтропийным.
совершением им механической работы, получили названия детандеров. Поршневые детандеры - машины объёмного периодического действия, в которых потенциальная энергия сжатого газа преобразуется во внешнюю работу при расширении отдельных порций газа, перемещающих поршень. Для охлаждения больших количеств газа наибольшее распространение получили турбодетандеры, в которых вместо поршня используется турбина. Обеспечение работоспособности детандеров и турбодетандеров в условиях низких температур является достаточно сложной технической задачей.
Рис. 4. Схема центростремительного реактивного турбодетандера П.Л. Капицы: 1 - спиральный подвод газа; 2 -направляющий сопловой аппарат; 3 -ротор; 4 - отводной диффузор. (БЭС. Детандер)
В таблице 3 приведены показатели основных физических свойств инертных газов. Таблица З.Свойства элементов УШ-Л подгруппы
Свойство Элемент
гелий неон аргон криптон ксенон радон
Порядковыйноме р элемента 2 10 18 36 54 86
Относительная атомная масса 4,003 20,180 39,948 83,80 131,29 222,018
Температура плавления,°С -272,15 -248,6 -189,4 -157,2 -111,8 -71,0
Температура кипения,°С -268,9 -246,8 -185,9 -153,4 -108,1 -62,0
Плотность г/см3 при нормальных условиях 0,18 0,9 1,78 3,74 5,89 9,96
Степениокислени я 0 0 0 0, +2, +4 0, +2, +4, +6, +7 0
В подгруппу инертных газов входят элементы: гелий, неон, аргон, криптон, ксенон, радон.
Как известно, разделение жидкого воздуха на кислород и азот основано на разнице температур их кипения: температура кипения жидкого азота -196 °С, а жидкого кислорода -182,9 °С при нормальном атмосферном давлении.
Подобный эффект, очевидно, может служить основанием для выделения жидкихИРГ от азота с кислородом, из которых последние могут быть использованы для нуждпредприятия, а жидкие ИРГ утилизированы.
Анализ литературы по использованию криогенных технологий для утилизации ИРГ показал, что аналогов комплекса концентрации и утилизации криогенными методами инертных радиоактивных газов, образующихся при постоянной вентиляции и проведении плановых продувок блоков АЭС и других предприятий атомной промышленности не обнаружено. Тем не менее, поставленная задача, по мнению авторов, имеющих большой практический опыт работы в области криогенного машиностроения, может быть решена двумя основными методами - методом ректификации и методом адсорбции, достоинства и недостатки которых послужат правилом отбора одного из них.
Процесс ректификации основан на явлении конденсации кислорода в азотно-кислородной жидкости с одновременным испарением из нее азота [11]. Сущность процесса состоит в том, что образующуюся при испарении жидкого воздуха парообразную смесь азота и кислорода пропускают через жидкость с меньшим содержанием кислорода. Поскольку жидкость содержит меньше кислорода и больше азота, она имеет более низкую температуру (см. рис. 3), чем проходящий через нее пар. Это вызывает конденсацию кислорода из пара и обогащение им жидкости и одновременное испарение из жидкости азота, т.е. обогащение им паров над жидкостью. Рассматриваемый процесс происходит при непосредственном соприкосновении пара с жидкостью и повторяется много раз до тех пор, пока не получатся пар, состоящий почти из одного азота, и жидкость, представляющая собой почти чистый кислород. Технологически этот процесс осуществляется в ректификационных колоннах.
Адсорбцией называется процесс поглощения газов, паров и жидкостей твердыми веществами с высокопористой структурой - адсорбентами* (силикагель, активная окись алюминия, цеолиты и т.п.). В основе метода адсорбции лежит избирательная способность адсорбции молекул различных газов.
Основным достоинством метода является тот факт, что адсорбент не расходуется,а периодически подвергается регенерации для восстановления его свойств. Адсорбционный метод широко применяется для разделения смесей № - Не и Кг - Хе.
Выделение радионуклида 41Аг из воздухаможет бытьосуществленометодом ректификации в объеме до 80 - 86 % от исходного количества, однако, подобный метод не оправдывает себя в силу небольшого периода полураспада радионуклида, а выделение радионуклидов Кг и Хе из воздуха этим методом потребует сложного и дорогого оборудования. Напротив, методом адсорбции выделение Аг из воздуха практически не осуществимо, в связи со слабой различимостью адсорбентом молекул Аг и О2, а вот выделение радионуклидов Кг и Хе из воздуха возможно в достаточно полном объеме и, кроме того, выделенный концентрат Кг + Хе, растворенный в жидком воздухе допускает длительное хранение при криогенных температурах.
Таким образом, из всей совокупности рассматриваемых ИРГ в выбросах ОИАЭ следует остановится на технологиях, основанных на методе адсорбции, позволяющем утилизировать Кг и Хе и являющемся наименее затратным. Что же касается радиоактивных аэрозолей, сопровождающих выбросы ИРГ, то они будут задерживаться при предварительной осушке воздуха, а затем утилизированы как твердые радиоактивные отходы.
*Силикагель представляет собой твердое, стекловидное, химически инертное, однородное, высокопористое вещество, состоящее на 99% из двуокиси кремния 8Ю2. Активный глинозем содержит 92% окиси алюминия, остальное - различные примеси; химически инертен, не ядовит, не растворяется в воде, применяемый для осушки воздуха; Цеолиты - алюмосиликаты со сложной кристаллической структурой. Активированный уголь-одна из форм углерода с несовершенной структурой, практически не содержащая примесей. А.у.имеет огромное количество пор и поэтому обладает очень большой поверхностью, вследствие чего обладает высокой адсорбцией, широко применяется в атомной промышленности и других областях как адсорбент.
Таким образом, технические предложения по комплексу концентрации и утилизации ИРГ, образующихся при штатных выбросах ОИАЭ, в соответствии с исходными данными сводятся к двум системам:
1. Системе концентрации и утилизации ИРГ, предназначенной для режима постоянной вентиляции энергоблока;
2. Системе концентрации и утилизации ИРГ, предназначенной для режима плановых продувок реактора (ППР).
Технологический процесс при работе каждой из систем сводится к следующему.
Для каждой из систем общим является сжатие вентилируемого воздуха для возможности передачи его по коммуникациям и обеспечения процессов охлаждения и адсорбции (~ 1,5 бар длярежима постоянной вентиляции и ~ 6-8 бар для режима плановых продувок).
Сжатый воздух проходит охлаждение в блоках предварительного охлаждения до +5°С, очистку и осушку от влаги до точки росы ~ -70 °С с применением холодильных установок. В теплообменниках производится охлаждение воздуха до приемлемой для качественной адсорбции температуры (-170 °С) за счет утилизации холода, образующегося в процессе дросселирования или при работе турбодетандеров. Охлажденный воздух поступает в адсорберы с активированным углем, в которых происходит адсорбция газов, в основном, О2, Кг и Хе [12]. Очищенный от ИРГ воздух поступает в турбодетандер и далее в полость обратного потока теплообменника, где охлаждает воздух прямого потока. Прогретый очищенный от ИРГ воздух сбрасывается в атмосферу.
По окончании времени защитного действия адсорбера производится переключение системы на другой адсорбер. Насыщенный смесью Кг и Хе а также кислородом адсорбер подвергается регенерации при температуре 50 °С. Выделенная смесь газов - О2+1% (Кг и Хе) удаляется а газгольдер. С целью дальнейшей концентрации ИРГ применяется вторая ступень адсорбции. Газ из газгольдера подается в теплообменник, охлаждается и поступает во второй адсорбер. При его насыщении и регенерации выделяется смесь газов - О2+10% (Кг и Хе), которую возможно утилизировать. Утилизация производится в специальных криогенных сосудах, имеющих внешнее охлаждение жидким азотом. Такая система утилизации при условии ее полной герметичности по смеси и периодической подпитки жидким азотом позволяет надежно в течение длительного времени выдерживать ИРГ до безопасного состояния. На рисунке 5 приведена обобщенная схема системы концентрации и утилизации ИРГ.
Оборудование холодообразования системы концентрации и утилизации ИРГ при режиме постоянной вентиляции работает по рефрижераторному принципу, полностью исключающему загрязнение ИРГ. Рефрижератор целесообразно использовать при давлении в цикле ~ 20 бар. Подпитка рефрижератора осуществляется сбросным очищенным воздухом, сбрасываемым из адсорбера. Целесообразно часть холодного воздуха из цикла рефрижератора отбирать в ректификационную колонну для получения жидкого азота, используемого для технологических целей и в сосудах утилизации ИРГ. Поскольку рассматривается проблема утилизации радиоактивных газов, то системы, осуществляющие утилизацию последних обязательно должны содержать элементы радиационного контроля, к которым следует отнести гамма-датчики мощности дозы внешнего облучения и спектрометрические датчики, используемые для определения спектрального состава ИРГ входящего воздушного потока и спектрального состава ИРГ, находящихся в сжиженном состоянии на выходе из системы.
Рис. 5. Принципиальная схема (общей) криогенной системы (КС) концентрации и утилизации ИРГ
1. Подводящий трубопровод 13. II вакуумный насос; 27. II блок комплексной
из атмосферы; 14. II газгольдер; очистки (БКО);
2. Подводящий трубопровод 15. III компрессор низкого 28. II многопоточный
из реактора; давления; теплообменник;
3. I компрессор низкого 16. Хранилище выделенных ИРГ; 29. Блок адсорбера КС ППР;
давления; 17. Криогенный сосуд - хранилище 30. II турбодетандер;
4. I блок предварительного жидкого азота; 31. III вакуумный насос;
охлаждения воздуха с 18. Испаритель атмосферный; 32. III газгольдер;
ИРГ; 19. Рефрижератор замкнутого 33. IV компрессор низкого
5. I блок комплексной цикла; давления;
очистки (БКО); 20. Компрессор рефрижератора; 34. III теплообменник;
6. I многопоточный 21. Блок предварительного 35. Трубопровод выброса
теплообменник; охлаждения рефрижератора; очищенного от
7. I блок переключающихся 22. йурбодетандер; ИРГвоздуха в атмосферу;
адсорберов; 23. Блок ректификации; 36. Переохладитель кубовой
8. I вакуумный насос; 24. Колонна ректификации для КС жидкости;
9. I газгольдер; ППР; 37. Переохладитель жидкого
10. II компрессор низкого 25. Компрессор среднего давления; азота;
давления; 26. II блок предварительного 38. Баллон с гелием
11. Охладитель воздуха с ИРГ; охлаждения воздуха с ИРГ;
12. II блок адсорбции;
воздушного потока специальных
На рисунке 6 приведена принципиальная схема выделения радионуклидов ИРГ из
вентиляционных систем, по которым отводятся радионуклиды, прошедшие предварительную очистку совместно с системой радиационного контроля, представленной в работе [13] и ксеноновым гамма-детектором (КГД),
используемым в качестве спектрометрического датчика и не требующим низкотемпературного охлаждения [14].
Рис. 6. Принципиальная схема работы криогенной системы для выделения ИРГ при сжижении воздуха. 1 - проточная, 2 -непроточная ионизационные камеры системы радиационного контроля; 3 - ксеноновый спектрометр; 4 - радиационный контроль, осуществляемый полупроводниковыми гамма-спектрометрами
Напротив, на выходе продуктов утилизации целесообразно использовать полупроводниковые гамма-спектрометры, разрешающая способность которых выше, чем ксенонового спектрометра, но требующего низкотемпературного охлаждения.
Но поскольку технология хранения сжиженных ИРГ осуществляется в жидком воздухе в специальных криогенных сосудах, имеющих внешнее охлаждение жидким азотом, постольку альтернатива использования других спектрометров кроме полупроводниковых на выходе продуктов утилизации исключается автоматически. Работа систем радиационного контроля даст возможность определить радиационный фон в технологическом процессе утилизации ИРГ, а также контролировать степень очистки прогретого и очищенного от ИРГ воздуха, сбрасываемого в атмосферу.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Радиационная обстановка на территории России и сопредельных государств в 2008 году. Ежегодник [Текст] / Под ред. С.М. Вакуловского. - Обнинск: ИПМ ГУ «НПО «ТАЙФУН», 2009. - 297 с.
2. Гусев, Н.Г. и др. Радиоактивные выбросы в биосфере. Справочник [Текст] / Н.Г. Гусев, В.А. Беляев - М. : Энергоатомиздат, 1986. - 224 с.
3. Елохин, А.П. и др.К вопросу об использовании криогенных технологий для утилизации ИРГ и радиоактивных аэрозолей при выбросах ОИАЭ [Текст] / А.П. Елохин, Г.Ю. Цфасман, А.Л. Шуяков, В.Б. Воротынцев, С.В. Семенов // Ядерные измерительно-информационные технологии (№с1еагМе8игетеп1&1п1огта1юпТеспо1о^е8). - №3(43). - 2012. - С.6-39.
4. Лайхтман, Д.Л. Физика пограничного слоя атмосферы [Текст] / Д.Л. Лайхтман. - Л. : Изд-во «Гидромет», 1970. - 340 с.
5. Иванов, В.И. Курс дозиметрии [Текст] / В.И. Иванов, 3-е изд., перераб. и доп. - М. : Атомиздат, 1978. - 392 с.
6. Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009. Санитарные правила и нормативы СанПин 2.6.1.2523-09 [Текст]. - М., 2009.
7. Елохин, А.П. и др. Численный метод приближенного решения уравнения переноса для быстрых электронов в плоских гетерогенных барьерах [Текст] / А.П. Елохин, В.А. Веселов, А.А. Шкурпелов // Атомная энергия. - 1982. - Т. 52. - Вып. 6. - С. 433-434.
8. Елохин, А.П. и др. Метод расчета пространственных распределений мощности дозы и плотности тока заряженных частиц для многослойных барьеров при гамма-нейтронном облучении [Текст] / А.П. Елохин, В.А. Артемьев // Специальные вопросы атомной науки и техники (СВАНТ). Серия «Методики и программы численного решения задач математической физики». - М. : ЦНИИАТОМИНФОРМ. 1986. - Вып. 1. - С. 60-67.
9. Разделение воздуха методом глубокого охлаждения [Текст] / под ред. В.И. Епифановой, Л.С. Аксельрода, 2 изд. - Т. 1-2. - М., 1973.
10. Ландау, Л.Д. и др. Статистическая физика [Текст] / Л.Д. Ландау, Е.М. Лифшиц. - М. : Наука, 1976. - 584 с.
11. Глизманенко, Д.Л. Получение кислорода [Текст] / Д.Л. Глизманенко. - М. : Химия, 1972. -752 с.
12. Головко, К.А. Криогенное производство инертных газов [Текст] / К.А. Головко. - Л. : Машиностроение, 1983. - 415 с.
13. Елохин, А.П. и др. Дозиметрическая система для определения мощности выброса газоаэрозольной радиоактивной примеси в условиях радиационных аварий [Текст] / А.П. Елохин, Д.Ф. Рау, А.Н. Ткачев, А.Д. Румянцев, В.М. Беркович, Р.С. Хлопотин // Атомная энергия. - 2009. - Т. 107. - Вып. 6. - С. 321-328.
14. Власик, К.В. и др. Автоматизированная система на основе ксеноновых гамма-спектрометров для контроля газообразных радиоактивных выбросов ядерного реактора [Текст] / К.В. Власик, В.М. Грачев, В.В. Дмитренко, Т.С. Дружинина, Ф.Г. Котлер, С.Е. Улин, З.М. Утешев, С.С. Муравьев-Смирнов // Ядерные измерительно-информационныетехнологии (№с1еагМе8игетеп1&Ш'огта1юпТеспо^1е8). - 2004. - №2(10). - С. 45-53.
The using of the cryogenic technologies for utilization of inert radioactive gases and aerosols in the process of emissions at Nuclear Power Plants
A.P. Elokhin*, G.U. Tsfasman**, A.L. Shuyakov**, V.B. Vorotintsev**, S.V. Semenov**
* National Research Nuclear University «MEPhI», 31, Kashirskoye highway, Moscow 115409 e-mail: kaf2@mephi.ru ; APElokhin@mephi.ru ; elokhin@yandex.ru ** LTD «Cryomash-BPCI», 67-65, Lenin avenue, Balashiha, Russia143900 e-mail: g.tsfasman@cryotec.ru ; e-mail: semenov_sv@cryobzkm.ru
Abstract- The issues of using of cryogenic technologies for the utilization of inert radioactive gases (IRG) and radioactive aerosols are considered. Radioactive discharges in the areas of location of NPPs and plants with fuel cycle facilities have been analyzed.
The greatest contribution to the build-up of radiation doses on the personnel and local residents is shown to be made by IRG emissions, especially in conditions of scheduled preventive maintenance (SPM).
Justification is given to the IRG recovery methods applied, and their functional principle is shown, the basis of which is the method of air cooling using special equipment, its liquefaction and concentrating of the liquefied krypton and xenon radionuclides in it.
Cryogenic recovery systems are considered, and their differences at IRG recovery are specified for the conditions of regular NPP operation and SPM.
Keywords: NPP, radioactive emissions, inert radioactive gases and aerosols, air cooling methods, liquefaction of gases, cryogenic systems, cryogenic technologies.
