П4.5.2. Режим максимального единовременного слива в систему очистки трапных вод.

Расчет производится на период перегрузки топлива на одном из блоков и на нормальной эксплуатации остальных в суточном исчислении (24 часа).

При этом в систему очистки поступают следующие сливы:

1.Неорганизованные протечки работающих блоков:

Q_нр= n₁ ∙ q_р∙24= 0,2*24=4,8 м³/сут.

где q_р – часовой расход неорганизованных протечек, м³/час (0,2-1,0); n₁ - число работающих блоков.

2. Неорганизованные протечки блока, находящегося на перегрузке:

Q_нпр= q_пр∙24= 2*24=48 м³/сут.

где q_пр – часовой расход неорганизованных протечек, м³/час (0,2-1,0);

3.Слив от дезактивации помещений работающего блока 1 м³/сут.

4.Сливы от дезактивации съемного оборудования блока, находящегося на перегрузке:

0,6*24=14,4 м³/сут.

5.Слив от дезактивации помещений блока, находящегося на перегрузке 10 м³/сут.

6.Сливы от дезактивации блока спецводоочистки и блока мастерских 1,5 м³/сут.

7.Сливы от дезактивации выемной части ГЦН, приводов СУЗ, вала СУЗ.

12,95*4+0,135*4+0,512*4=55 м³

8.Слив от взрыхления механического фильтра установки №5 22,5 м³/сут.

9. Слив от дезактивации съемного оборудования работающего блока.

2*0,2*24=9,6 м³/сут.

10. Принимается, что идет слив одного из контрольных баков выпарных установок в систему "TR" объемом 70 м³.

Итого единовременный слив в систему очистки трапных вод составляет:

4,8+48+1+14,4+10+1,5+55+22,5+9,6+70=237 м³

С учетом коэффициента 1,2 поступление сливов составляет:

237*1,2=285 м³/сут

Объем бака трапных вод определяется как:

V_бака=V_слива = 285-7*24=117 м³

Принимаются к установке три бака трапных вод по унифицированному ряду объемом 200 м³ каждый.

 

Таблица П4.5.

Нормы поступления сбросов в систему трапных вод

Наименование ЖРО и процессов, при которых они образуются	Количество образующихся ЖРО, м3/год
440 МВт	1000 МВт
проект	факт	проект	факт
Неорганизованные протечки
Дезактивация помещений
Дезактивация съемного оборудования
Сбросы душевых, саншлюзов, моек
Сбросы спецпрачечной
Сбросы лабораторий и пробоотбора АХК
Регенерационные растворы установок СВО
УГУ1-500М	-	-	-
Регенерационные воды БОУ	-			-
Повторная переработка емкостей ХЖО	-			-
Опорожнение систем, протечка бассейна перегрузки	-
20% неучтенных протечек	-	-		-
Итого трапных вод
Кубовый остаток
Фильтрующие материалы

 

 

Таблица П4.6.

Трапные воды, образующиеся при эксплуатации АЭС

№ п/п	Источник	Блок 440 МВт	блок 1000 МВт
проект	эксплуатация	проект	эксплуатация
м3/год	периодич.	м3/год	м3/год	периодич.	м3/год
	Режим НУЭ
1.1	РЕАКТОРНЫЙ ЦЕХ
1.1.1	Неорганизованные протечки оборудования		постоянно			постоянно
1.1.2	Конденсат воздухоохлад. вентиляционных установок	-	Постоянно, 0,144 м3/ч		-	Постоянно, 0,15 м3/ч
1.2	ХИМЦЕХ
1.2.1	Сбросы из лабораторий, включая пробоотбор		Постоянно, 0,075 м3/ч	629,5		постоянно
1.2.2	Регенерация фильтров СВО (включая дренирование оборудования при ремонтах и т.д.)		-			-
1.2.3	Гидроперегрузка фильтр-щих материалов в ХЖО		-	в п.1.2.2		-	в п.1.2.2
1.2.4	Эксплуатационные промывки оборудования реагентами	-	6 раз/год
1.2.5	Промывки оборудования чистым конденсатом(ВА)	-	800 раз/год		-	-	-
1.2.6	УГУ1-500М	-	-	-	-	-
1.2.7	Регенерационные воды БОУ	-	-			-	-
1.2.8	Повторная переработка емкостей ХЖО	-	постоянно		-		-

 

Окончание таблицы П4.6.

1.3	ЦЕХ ДЕЗАКТИВАЦИИ
1.3.1	Дезактивация производственных помещений		1,3м3/сут			4,5м3/сут
Дезактивация оборудования	0,45м3/сут		0,48м3/сут
1.3.2	Дезактивация спецодежды		7,25м3/сут		-	8,7м3/сут
1.3.3	Сливы от душевых, саншлюзов, раковин		5,18м3/сут			5,23м3/сут	1647,5
	Режим ремонта (ППР)
2.1	Опорожнение систем, протечки бассейна выдержки		-			-
2.2	Дезактивация съемного обо-рудования (приводы СУЗ, выемную часть ГЦН и др.)		1100м3			-
	Дезактивация производствен-ных помещений		17,2 м3/сут			15м3/сут
2.3	Сбросы из душевых	в 1.3.3	15 м3/сут		-	13,08м3/сут
2.4	Дезактивация одежды	-	21,38 м3/сут		-	21,8м3/сут´50
2.5	20% не учтенных протечек	-	-	-		-	-
	Итого трапных вод

 

Таблица П4.7.

Непрерывная продувка бассейна хранения топлива при содержании
1,5 объема активной зоны

№	Показатель	Размер-ность	Способ определения	Значение
1.	Поверхности кассет	м2
	цирконий
	нержавеющая сталь
2.	Конструкции бассейна из нержавеющей стали	м2
	облицовки
	стеллажей
	контура расхолаживания
	Полная поверхность конструкционных материалов	м2
	цирконий
	нержавеющая сталь
	Скорости коррозии	мг/м2час
	цирконий
	нержавеющая сталь			0,1
	Выход продуктов коррозии в воду	%
	цирконий
	нержавеющая сталь
	Полный выход продуктов коррозии	мг/час
	Непрерывная продувка бассейна одного блока	м3/час	л/час	5,25
	коэффициент очистки на фильтрах по продуктам коррозии			0,75
	продувка бассейна одного блока составит	м3/час

Таблица П4.8.

Состав жидких радиоактивных отходов в хранилищах.

Параметр	Ед.изм.	Хранилище
0TW10B01	0TW10B02	0TW20B01	0TW20B02	0TW30B01
pH	Ед.	3,9	8,1	12,1	12,8	12,2
Плотность остатка	г/дм3	0,8	2,64	370,1	458,9	407,8
Сухой остаток	г/дм3	0,8	3,8	369,7	457,3	416,2
H3BO3	г/дм3	0,79	2,4	178,7	163,6	181,8
Na+	г/дм3	0,076·10-3	0,4	127,6		138,2
K+	г/дм3	0,050·10-3	0,068	12,1	37,7	22,06
Cl-	г/дм3	0,040·10-3	0,002	0,4	0,41	0,66
	г/дм3	0,600·10-3	0,7
	г/дм3	5,480·10-3	0,03	0,96	1,5	2,1
Fe3+	мг/дм3	1,1	0,3
Плотность раствора	г/см3			1,272	1,318	1,288
СПАВ	мг/дм3

 

Таблица П4.9.

 

Поступления вод от СВО в межремонтный период (блок 440 МВт), м³

Источник	Операция	Колич. оборудо-вания, шт	Норма-тивные показатели	Поступлений за год
раз	м3
СВО-1	Взрыхление ФСД
Взрыхление КФ
Регенерация КФ
Взрыхление АФ
Регенерация АФ
Отмывка КФ
Отмывка АФ
Гидровыгрузка ФСД
Предпусковая отмывка КФ (АФ)
Гидровыгрузка КФ (АФ)
Итого:
СВО-2	Взрыхление КФ
Взрыхление АФ
Регенерация КФ		8,5		8,5
Регенерация АФ		8,5		25,5
Отмывка КФ		22,5		22,5
Отмывка АФ		22,5		67,5
Предпусковая отмывка КФ (АФ)

 

Продолжение таблицы П4.9.

Источник	Операция	Колич. оборудо-вания, шт	Норма-тивные показатели	Поступлений за год
раз	м3
СВО-2	Дренирование фильтров перед предпусковой отмывкой		2,5
Гидровыгрузка фильтров			0,25
Дренирование фильтров при выводе в ремонт
Итого:
СВО-3	Промывка ВА
Промывка КД		5,02		15,05
Промывка ДУ		10,4		31,2
Перевод режима работы ВА на режим рециркуляции
Взрыхление МФ
Взрыхление КФ, АФ		2,5
Регенерация КФ,АФ
Отмывка КФ
Отмывка АФ
Гидровыгрузка МФ, КФ,АФ			0,25
Предпусковая отмывка МФ,КФ,АФ
Дренирование МФ,КФ,АФ перед предпусковой отмывкой		0,8		9,6
Дренирование МФ,КФ,АФ перед выводом в ремонт		0,8		3,2
Итого:
СВО-4	Взрыхление МФ (КФ, АФ)			(8+2+3) = 13	65,0
Регенерация МФ (КФ, АФ)		10,4		135,2
Отмывка МФ (КФ)				720,0
Отмывка АФ				216,0
Гидровыгрузка МФ (КФ,АФ)			0,25	30,0

Продолжение таблицы П4.9.

Источник	Операция	Колич. оборудо-вания, шт	Норма-тивные показатели	Поступлений за год
раз	м3
	Предпусковая отмывка МФ,(КФ,АФ)			(40+20+20)=80	480,0
Дренирование МФ,КФ,АФ перед предпусковой отмывкой				160,0
Дренирование МФ,КФ,АФ перед выводом в ремонт				6,0
Итого:
СВО-5	Взрыхление МФ (КФ, АФ)		6,5		58,5
Регенерация МФ (КФ)
Регенрация АФ		5,1		15,3
отмывка МФ (КФ)
Отмывка АФ
Гидровыгрузка МФ (КФ,АФ)			0,25	16,9
Предпусковая отмывка МФ,(КФ,АФ)		4,80	5,00
Дренирование МФ,КФ,АФ перед предпусковой отмывкой		0,80	5,00
Дренирование МФ,КФ,АФ перед выводом в ремонт		0,80	1,00
Итого:
СВО-6	Взрыхление Кф (АФ)		2,5		15,0
Регенрация КФ		6,5		6,5
Регенрация АФ		6,8		6,8
Отмывка КФ				45,0
Отмывка АФ				45,0
Гидровыгрузка КФ АФ			0,25	7,5
Предпусковая отмывка КФ (АФ)		4,8		24,0

 

 

Окончание таблицы П4.9.

Источник	Операция	Колич. оборудо-вания, шт	Норма-тивные показатели	Поступлений за год
раз	м3
	Дренирование КФ,АФ перед предпусковой отмывкой		0,8		4,0
Дренирование КФ,АФ перед выводом в ремонт		0,8		1,6
Итого:				155,400
Другие	Промывки насосов перед выводом в ремонт			-	7,8
Санитарно-бытовой слив в спецканализацию (включая постоянно действующие пробоотборы)			-
Регенерационные воды БОУ			-
Декатат кубового остатка			-

 

Таблица П4.10.

 

Объемы и характеристика накопленных ЖРО.

Характеристика ЖРО	Кубовый остаток	Отработанные сорбенты	Шламы	Солевой плав
Эн.бл.1,2	Эн.бл.3,4	Эн.бл.1,2	Эн.бл.3,4
Отработано, лет	25+24	19+0,25	25+24	19+0,25
Выработано энергии, 107МВт∙час	(8,80+8,45)	(15,2+0,20)	(8,80+8,45)	(15,2+0,20)
Количество накопленных ЖРО, м3			337,5			21,72
Радионуклид-ный состав, %	Cs134-17,1% Cs137-77,0% Co60-5,9%	Cs134-18,1% Cs137-78,2% Co60-13,7%	Трансп. среда Cs134-41,8% Cs137-54,8% Co60-2,3%	Трансп. среда Cs134-23,8% Cs137-75,8% Co60-0,6%	Cs134-10,2% Cs137-32,1% Cs136-1% Co60-37,2% Аg110-12,3% Mn54 3,5% Nb95 3,3% Co58-0,3%	Cs134-17% Cs137-81% Co60-2%

 

 

Окончание таблицы П4.10..

Характеристика ЖРО	Кубовый остаток	Отработанные сорбенты	Шламы	Солевой плав
Эн.бл.1,2	Эн.бл.3,4	Эн.бл.1,2	Эн.бл.3,4
Суммарная активность, 105 МБк			-	-	0,33	4,3
Химический состав	H3BO3 K, NH3, NO3, Fe, Na, Cl, SO4	H3BO3 K, NH3, NO3, Fe, Na, Cl, SO4	-	-	-	-
РН среды	10,3	10,8	8,2	8,9	-	--
Солесодержа-ние, г/дм3	177-600	310-600	-	-		-
Количество накопленных солей, т			-	-	-	35,9

 

 

Таблица П4.11.

Поступления трапных вод в межремонтный период, (блок 440 МВт)

Объект	Источник поступления	Поступления
Норматив, м3/ час	Факт
м3/год	м3/(МВт·ч)
Прямые поступления от первого контура	Утечки
1-го контура	0,008		0, 019·10-3
через уплотнения насосов	0,3·10-3		0,021·10-3
Слив воды с концевых уплотнений ГЦН	0,05		1,36·10-3
Итого:		2 553	1,4·10-3
ХЦ, обслуживание 1-го контура	Насосы (41шт.)	0,003	961,56	0,0018
Промывка УЦ			4,26·10-5
Санбытовой слив+ пробоотборы+лаборатории	1,15	569,25	0,43
Уборка помещений		42,5
Итого:		1 901	7,934
Цех Вен. и Конд.	Конденсат воздухоохладителей вентиляционных установок	0,144	615,17	16,36·10-5
Итого:		615,17	16,36·10-5

 

 

Окончание таблицы П4.11.

Объект	Источник поступления	Поступления
Норматив, м3/ час	Факт
м3/год	м3/(МВт·ч)
Цех Дезактивации и РАО	Дезактивация производственных площадей в контролируемой зоне	0,1625	292,5	0,1625
Дезактивация спецодежды		1 631	-
Сливы от душевых, саншлюзов, раковин		1 631,7	-
Дезактивация оборудования		100,0	-
Итого:		3 655
	Всего:		8 725

 

Таблица П4.12.

Поступление трапных, отмывочных, регенерационных вод
на спецкорпус, (блок 1000 МВт).

№ п/п	Объект	Источник поступления	Поступившие отмывочные, трапные, регенерационные воды, м3	Выработанной электроэнергии, млн.кВт.час	Отношение поступившей воды к выработанной электроэнергии, м3/млн.кВт.час
	1 блок	РО-1		6 892,72	1,044
	2 блок	РО-2		6 178,69	0,61
	Спецкорпус	СВО		13 073,59	0,53
	СББ	Cпецпрачечная		13 173,17	0,41
	БМ	Приямок БМ		13 311,11	0,045

 

 

 

П5. Алгоритм очистки и концентрирования низкоактивных ЖРО.

 

Приложение 6. Словарь терминов

А

АЗ (сокр. от «аварийная защита») - система защиты ядерного реактора, предотвращающая развитие на нем аварийной ситуации.
Авария проектная/запроектная - состояние атомного объекта, характеризующееся нарушением пределов и/или условий безопасной эксплуатации, предусмотренных/не предусмотренных проектом (например, вызванных не учитывавшимися для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отягчающими факторами).
Активированные вещества - вещества, которые становятся радиоактивными в результате длительного облучения нейтронным потоком, например, в ядерном реакторе или ускорителе.
Активная зона - основная часть реактора, где происходит управляемая цепная реакция. Именно в нее загружается ядерное топливо.
Активность - число самопроизвольных ядерных распадов в данном количестве радиоактивного материала за единицу времени. Измеряется в беккерелях (Бк) или кюри (Ки).
Актиниды - общее название элементов с атомными номерами от 89 до 103. Первые четыре элемента в этом ряду (актиний, торий, протактиний и уран) встречаются в природе, другие (так называемые трансурановые элементы) могут быть получены только искусственным путем, в результате ядерных реакций.
Альфа-излучение - вид ионизирующего излучения, которое формирует поток положительно заряженных частиц (альфа-частиц), испускаемых при радиоактивном распаде и ядерных реакциях.
Альфа-частица - положительно заряженная частица, выделяющаяся из ядра атома во время радиоактивного распада. Альфа-частицы являются ядрами гелия и содержат 2 протона и 2 нейтрона.
Аннигиляция - взаимодействие элементарной частицы и античастицы, в результате которого они исчезают, а их энергия превращается в электромагнитное излучение.
Античастица - элементарная частица, идентичная по массе, времени жизни и другим характеристикам ее «двойнику» - нормальной частице, но отличающаяся от нее знаком электрического заряда, магнитного момента и некоторыми другими характеристиками.
АПН - аварийный питательный насос, подает питательную воду в случае аварии.
Атом - частица материи, которую невозможно разрушить химическими средствами.
Атомная масса - масса атома химического элемента, выраженная в атомных единицах массы (а.е.м.). За 1 а.е.м. принята 1/12 часть массы изотопа углерода с атомной массой 12. 1а.е.м.=1,6605655•10^{-27 кг. Атомная масса складывается из масс всех протонов и нейтронов в данном атоме.
Атомная энергетика - отрасль энергетики, использующая ядерную энергию для целей электрификации и теплофикации.
Атомное законодательство – комплекс законов и законодательных актов, определяющий общественные отношения при использовании атомной энергии.
Атомное ядро - положительно заряженная центральная часть атома, вокруг которой вращаются электроны и в которой сосредоточена практически вся масса атома. Состоит из протонов и нейтронов.
АЭС - атомная электростанция, промышленное предприятие по производству электроэнергии.}

Б

БАЗ - быстродействующая аварийная защита реактора.
Базовая нагрузка - часть спроса на электроэнергию, которая постоянна и не меняется в течение 24 часов, приблизительно равна минимальной дневной нагрузке.
Барабан-сепаратор - специальный сосуд для отделения пара от капелек воды, уносимых при бурном кипении вместе с потоком пара из активной зоны реактора (на атомной станции с реактором РБМК).

Бассейн-барботёр - резервуар внутри защитной оболочки реактора, содержащий холодную воду или лёд, часть системы аварийной защиты реактора.
Бассейн выдержки - хранилище с водой, размещаемое на реакторной площадке атомной станции для временного хранения отработавшего ядерного топлива.
Беккерель (Becquerel, Bq или Бк) - единица измерения СИ активности радиоактивных изотопов, названа по имени французского физика Анри Беккереля (A.A. Becquerel), 1 Бк соответствует 1 распаду в секунду.
Бета-частица - частица, которая выделяется из атома во время радиоактивного распада. Бета-частицы могут быть как электронами (с отрицательным зарядом), так и позитронами.
Биологическая защита - масса поглощающего материала, расположенная вокруг реактора или радиоактивного материала для уменьшения облучения (особенно нейтронами и гамма-лучами соответственно) до уровня, безопасного для людей.
Битумирование радиоактивных отходов - отверждение жидких концентрированных или сухих радиоактивных отходов путем смешения их с расплавленным битумом и термического обезвоживания полученной смеси.
Блок АЭС - часть АЭС, включающая энергетический реактор и его инфраструктуру.
БН - реактор на быстрых нейтронах, в котором теплоносителем первого и второго контуров является натрий, третьего контура - вода и пар.
Боросиликатное стекло - особая форма укрепленного прочного стекла, которое используется для того, чтобы уменьшить подвижность радиоактивных отходов перед их хранением. Химический состав боросиликатного стекла обеспечивает высокую сопротивляемость повреждениям, нагреванию и химическому воздействию.
БПВ - бак питательной воды.
Бридер - см. Реактор-размножитель.
Быстрые нейтроны - нейтроны, кинетическая энергия которых выше некоторой определенной величины. В физике реакторов эта величина чаще всего выбирается равной 0,1 МэВ.
Бэр (биологический эквивалент рада) - внесистемная единица эквивалентной дозы. 1 бэр = 0,01 Зв.

В

Ввод в эксплуатацию – процесс начала функционирования АЭС, включающий предпусковые наладочные работы, физический и энергетический пуск и завершающийся сдачей АЭС в промышленную эксплуатацию.
ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор, в котором в качестве теплоносителя и замедлителя используется вода. Самый распространенный тип реакторов АЭС России, имеет две модификации – ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.
Внешнее облучение - облучение тела от находящихся вне его источников ионизирующего излучения.
Внутреннее облучение - облучение тела от находящихся или попавших внутрь источников ионизирующего излучения.
Вода легкая - обыкновенная вода, используемая в качестве замедлителя и рабочего тела ядерного реактора.
Вода тяжелая (D₂О) – вода с особыми свойствами, является лучшим замедлителем, поскольку почти не поглощает тепловых нейтронов.
Воспроизводящий материал - материал, содержащий один или несколько воспроизводящих нуклидов, которые способны прямо или косвенно превращаться в делящиеся за счет захвата нейтронов (уран-238 и торий-232).
Вторичное ядерное топливо - к вторичному ядерному топливу относят плутоний-239 и уран-233, образующиеся в ядерных реакторах из урана-238 и тория-232 при поглощении нейтронов.
Выбросы радиоактивные - газовые, аэрозольные выбросы и жидкие сбросы, которые содержат радиоактивные вещества, на объектах ядерной энергетики.
Вывод из эксплуатации - вывод реакторной установки из эксплуатации, а также последующие действия по обеспечению ее безопасного демонтажа, утилизации оборудования и дальнейшего использования площадки.
Выгорание ядерного топлива - снижение концентрации любого нуклида в ядерном топливе вследствие ядерных превращений этого нуклида при работе реактора.
Выгорающий поглотитель – введенный в критическую систему материал, интенсивно поглощающий нейтроны, компенсирующий избыточную критическую массу делящегося материала в начальный период ее работы и выгорающий с течением времени.

Высокоактивные отходы - радиоактивные отходы, образующиеся при переработке отработавшего ядерного топлива и содержащие продукты деления, актиниды и трансурановые отходы, а также компонент самого отработавшего топлива ядерных реакторов (если оно не перерабатывается).
Высокообогащенный уран - уран с содержанием изотопа урана-235 по массе равным или более 20 %.

Г

Газодиффузионная разделительная технология - процесс разделения изотопов, основанный на различной скорости проникновения газов с различной молекулярной массой через микропористую перегородку, применяется для обогащения урана.
Гамма-излучение - высокоэнергетическое электромагнитное излучение от атомного ядра, идентичное рентгеновским лучам.
Гарантии МАГАТЭ - международная система контроля, установленная в рамках международной политики нераспространения ядерного оружия, система проверки, применяемая к мирному использованию ядерной энергии, осуществление которой возложено на Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) в соответствии с Уставом агентства, Договором о нераспространении ядерного оружия и Договором о запрещении ядерного оружия в Латинской Америке.
Гексафторид урана - химическое соединение урана, которое при определенных условиях может находиться в газообразном состоянии. Используется в качестве исходного материала при обогащении урана.
Генетические последствия излучения - нежелательные радиационные последствия воздействия ионизирующих излучений на живой организм, связанные с изменением его наследственных свойств и проявляющиеся у потомства облученного организма.
Гидрометаллургическая переработка урановой руды - извлечение урана и его соединений из природной руды при помощи водных растворов химических реагентов с последующим избирательным выделением урана из этих растворов. Основной метод химического обогащения урановой руды и получения уранового концентрата, в результате которого происходит изменение состава минералов.
Глубина выгорания - доля первоначального количества ядер данного типа, которые испытали ядерное превращение в реакторе при воздействии нейтронов (выражается в МВт х сут./кг U).
ГОК – горно-обогатительный комбинат.
Графит - минерал, одна из кристаллических форм углерода. В ядерных реакторах в качестве замедлителя нейтронов используется графит ядерной чистоты (из которого удалены вещества, поглощающие нейтроны).
Грэй - единица измерения поглощенной ионизирующей радиации в системе СИ, где 1 грэй (Гр) представляет поглощение одного джоуля энергии на килограмм ткани.
ГЦН - главный циркуляционный насос.

Д

Дезактивация - удаление радиоактивного загрязнения с рабочих поверхностей и обезвреживание радиоактивных отходов химическим, химико-механическим, электрохимическим или иным способом.
Дейтерий - «тяжелый» изотоп водорода с атомной массой 2.
Деление ядер - расщепление тяжелого ядра на два, сопровождаемое выделением относительно большого количества энергии и обычно одного или двух нейтронов.
Делящийся материал - материал, содержащий один или несколько делящихся нуклидов и способный при определенных условиях обеспечить достижение критичности.
Делящийся нуклид - нуклид, способный претерпеть ядерное деление в результате взаимодействия с медленными нейтронами. Существуют три наиболее важных делящихся нуклида, представляющих интерес в ядерной энергетике: существующий в природе уран-235 и искусственные уран-233 и плутоний-239.
Демонстрационный реактор - тестовый ядерный реактор новой конструкции, на котором обосновывается целесообразность эксплуатации реакторов подобного типа.
Детектор ионизирующего излучения - чувствительный элемент средства измерений, предназначенный для регистрации ионизирующего излучения.
Диоксид урана - химическое соединение, основа ядерного топлива. В качестве порошка применяется для изготовления топливных таблеток.
Дистанционирующая решетка – элемент тепловыделяющей сборки.
Доза - энергия, поглощаемая тканью от ионизирующей радиации.
Дозиметр - прибор для измерения поглощенной дозы или мощности дозы ионизирующего излучения.
Дозиметрия - область прикладной ядерной физики, в которой изучают физические величины, характеризующие действие ионизирующего излучения на различные объекты.
Дозовые затраты - сумма индивидуальных доз излучения персонала, полученных или планируемых при выполнении работ по эксплуатации, обслуживанию, ремонту, замене или демонтажу оборудования ядерной установки.
Допустимый выброс (радиоактивных веществ) - установленное для ядерной установки (например, атомной станции) значение активности радионуклидов, удаляемых за календарный год в атмосферный воздух через систему вентиляции.
Допустимый сброс (радиоактивных веществ) - установленное для ядерной установки (например, атомной станции) значение активности радионуклидов, поступающих во внешнюю среду со сточными водами.
Дочерние продукты распада радона - продукты распада радона-222 (Po-218, Pb-214, Bi-214, Po-214).

Е

Естественный фон - ионизирующее излучение, состоящее из космического излучения и ионизирующего излучения естественно распределенных природных радионуклидов (на поверхности Земли, в воздухе, продуктах питания, воде, организме человека и др.).

Ж

ЖРО - жидкие радиоактивные отходы.

З

Закись-окись урана (U₃O₈) – нестехиометрическое соединение, имеющее несколько модификаций в зависимости от условий приготовления, образуется при окислении на воздухе диоксида урана и при прокаливании на воздухе любого оксида урана, гидрата оксида или соли урана и летучего основания или кислоты.
Замедлитель - материал, например, легкая или тяжелая вода или графит, используемый в реакторе для замедления быстрых нейтронов путем столкновения с более легкими ядрами для того, чтобы способствовать дальнейшему делению.
Замкнутый ядерный топливный цикл - ядерный топливный цикл, в котором отработавшее ядерное топливо, выгруженное из реактора, перерабатывается для извлечения урана и плутония для повторного изготовления ядерного топлива.
Захоронение радиоактивных отходов - безопасное размещение радиоактивных отходов в специальных хранилищах, сводящее к минимуму вредное воздействие на окружающую среду.
Защитная оболочка реактора - техническое средство, предусмотренное для предотвращения выхода недопустимых количеств радиоактивных веществ из ядерного реактора в окружающую среду даже при аварии.
Защитные системы (элементы) безопасности - технологические системы (элементы), предназначенные для предотвращения аварий на АЭС.
Зиверт (Sievert, Зв) - единица эквивалентной и эффективной дозы излучения в системе СИ, названа в честь шведского ученого Г.Р. Зиверта (G.R. Siewert).
Зона воспроизводства - часть ядерного реактора, содержащая воспроизводящий материал и предназначенная для получения в ней вторичного ядерного топлива.

И

Изотоп - атомная форма элемента, имеющего определенное число нейтронов. Различные изотопы элемента имеют одинаковое число протонов, но различное количество нейтронов и, таким образом, различную атомную массу, напр. U-235, U-238. Некоторые изотопы являются нестабильными и распадаются, образуя затем изотопы других элементов.
Индивидуальная доза излучения - эквивалентная доза излучения отдельного индивидуума.
Инертные радиоактивные газы (ИРГ)- газообразные химически инертные продукты деления ядерного топлива в реакторе, включающие радионуклиды аргона, криптона, ксенона.
ИНЕС (INES) - международная шкала классификации ядерных инцидентов, введенная для оценки уровня их опасности. Имеет 8 уровней (нулевой плюс семь уровней опасности).
Ион - атом, электрически заряженный из-за потери или приобретения электронов.
Ионизация - образование положительных и отрицательных ионов из электрически нейтральных атомов и молекул.
Ионизирующее излучение - излучение, приводящее к ионизации атомов и молекул среды, разрыву химических связей. Ионизирующим является гамма-излучение, рентгеновское излучение, пучки электронов и позитронов, протонов, нейтронов, альфа-частиц.
Исследовательский реактор - ядерный реактор, используемый для проведения фундаментальных и прикладных исследований и наработки радиоизотопной продукции (см. также экспериментальный реактор).
Источник ионизирующего излучения - объект или техническое устройство, содержащее радиоактивный материал, испускающий или способный в определенных условиях испускать ионизирующее излучение.
Исходный материал - материал, содержащий уран или торий с содержанием изотопов в том отношении, в каком они находятся в природном уране и тории; уран, обедненный изотопом урана-235, любое из вышеуказанных веществ в любой физической или химической форме.
ИТЭР (ITER, International Thermonuclear Experimental Reactor) - Международный термоядерный экспериментальный реактор, который строится на основе токамака международной группой ученых под эгидой МАГАТЭ. Предполагается, что он станет прообразом первой в мире термоядерной электростанции DEMO.

К

Канальный реактор - ядерный реактор, в активной зоне которого топливо и циркулирующий теплоноситель содержатся в отдельных герметичных технологических каналах, способных выдержать высокое давление теплоносителя.
Карбиды урана - соединения урана с углеродом. Обладают электропроводностью, высокой твердостью, термической и химической стабильностью. Карбиды урана, обогащенные ураном-235, используются в качестве ядерного топлива.
Керамическое топливо - ядерное топливо, состоящее из тугоплавких соединений, например, оксидов, карбидов, нитридов.
КИУМ (Коэффициент использования установленной мощности) – отношение фактической энерговыработки реакторной установки за период эксплуатации к энерговыработке при работе на номинальной мощности, характеризует эффективность и надежность работы АЭС.
Классификация отходов – процесс распределения отходов по специальным категориям, установленным для гарантии того, что произведенные отходы обрабатываются наиболее подходящим способом, гарантирующим защиту людей и окружающей среды.
Классы безопасности - классификация оборудования и систем АЭС по роли в обеспечении безопасности АЭС (к примеру, класс 1 - все оборудование первого контура, при повреждении которого могут возникнуть течи теплоносителя).
Кожух реактора - наружная металлическая оболочка реактора, внутри которой располагаются все его основные части: активная зона с замедлителем, отражатель и биологическая защита.
Коллективная доза - сумма индивидуальных доз, полученных за определенный период времени определенным числом людей от облучения определенным источником радиации.
Конверсия - химический процесс преобразования U₃O₈ в UF₆ при подготовке к обогащению.
Кондиционирование – процесс преобразования радиоактивных отходов в стабильную твердую форму, обеспечивающую снижение их воздействия на окружающую среду во время транспортировки, хранения и захоронения.
Конечное состояние – установившееся контролируемое состояние систем и элементов АЭС после аварии.
Контейнер транспортный - контейнер, используемый для безопасной транспортировки отработавшего топлива и ядерных отходов высокого уровня активности.
Контейнмент – защитная бетонная герметичная оболочка реакторного зала.
Контроль радиационный - получение информации о радиационной обстановке в организации, в окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль).
Корпус ядерного реактора - герметичный резервуар, предназначенный для размещения в нем активной зоны и других устройств, а также для организации безопасного охлаждения ядерного топлива потоком теплоносителя.
Корпусный реактор - ядерный реактор, активная зона которого находится в корпусе, способном выдержать давление теплоносителя и тепловые нагрузки. Высокое давление теплоносителя в легководных реакторах, которые по конструктивному исполнению являются корпусными, требует наличия прочного толстостенного стального корпуса.
Космическая радиация - энергетические частицы, в том числе протоны, которые попадают на Землю из открытого космоса.
Коэффициент размножения - характеристика цепной реакции деления, отражающая отношение количества нейтронов данного поколения к количеству нейтронов предыдущего поколения.
Критерии (пределы) безопасности - установленные нормативно-техническими документами и/или органами Государственного надзора и контроля значения параметров и/или характеристик последствий аварий, при соблюдении которых обеспечивается безопасность АС.
Критическая масса - наименьшая масса топлива, в которой может протекать самоподдерживающаяся цепная реакция деления, определяется конструкцией и составом активной зоны и другими факторами.
Критическое состояние реактора - стационарное состояние реактора, при котором количество нейтронов не изменяется во времени (см. Коэффициент размножения эффективный).
Критичность - состояние, в котором способна поддерживаться ядерная цепная реакция.
Культура безопасности - квалификационная и психологическая подготовленность всех сотрудников АЭС, степень их самоконтроля при выполнении всех работ, влияющих на безопасность.
Кумулятивная доза - сумма поглощенных доз излучения, полученных рассматриваемым объектом, независимо от того, было ли облучение одноразовым или многократным.
Кюри (Ки) - внесистемная единица активности, первоначально активность 1 г изотопа радия-226. 1Ки = 3,7•10¹⁰ Бк.

Л

Легководный реактор - ядерный энергетический реактор, в котором обычная (легкая) вода используется одновременно в качестве замедлителя и теплоносителя. Различают два типа таких реакторов: реактор с водой под давлением и реактор с кипящей водой.
Лучевая болезнь - общее заболевание со специфическими симптомами, развивающееся вследствие воздействия ионизирующего излучения.
Лучевое поражение - патологические изменения крови, тканей, органов и их функций, обусловленные воздействием ионизирующего излучения.

М

МАГАТЭ - Международное агентство по атомной энергии (International Atomic Energy Agency, IAEA), международный контролирующий орган, следящий за соблюдением ядерной безопасности и нераспространением ядерного оружия во всем мире.
Мегаватт (МВт) - единица измерения мощности, равная 10⁶ ватт. МВт(э) относится к электрической мощности генератора, МВт(т) - к тепловой мощности реактора или источника тепла (например, полная тепловая мощность самого реактора обычно в три раза больше электрической мощности).
МКРЗ - Международная комиссия по радиологической защите, независимая группа научных экспертов, предоставляющая консультации и рекомендации по обеспечению защиты и населения, и персонала ядерной отрасли от ионизирующей радиации.
Могильник радиоактивных отходов - сооружение, предназначенное для захоронения твердых или отвержденных радиоактивных отходов.
«Мокрое» хранилище – хранилище ядерного топлива (как правило, отработавшего) с использованием воды.
МОКС-топливо (от MOX, Mixed Oxide Fuel) - смешанное (обычно на основе урана и плутония) оксидное ядерное топливо.
Мощность дозы - отношение приращения дозы излучения за интервал времени к этому интервалу (например: бэр/с, Зв/с, мбэр/ч, мЗв/ч, мкбэр/ч, мкЗв/ч).

Н

Независимые системы (элементы) - системы (элементы), для которых отказ одной системы (элемента) не приводит к отказу другой системы (элемента).
Незамкнутый ядерный топливный цикл - ядерный топливный цикл, в котором отработавшее ядерное топливо, выгруженное из реактора, не перерабатывается и рассматривается как радиоактивные отходы.
Нейтрон - незаряженная элементарная частица, находящаяся в ядре каждого атома, за исключением водорода. Одиночные подвижные нейтроны, двигающиеся с разными скоростями, возникают в результате реакций деления. Медленные (тепловые) нейтроны могут, в свою очередь, легко становятся причиной деления ядер «делящихся» изотопов, например, U-235, Pu-239, U-233; а быстрые нейтроны могут вызвать деление ядер «воспроизводящего» изотопа, например, U-238. Иногда атомные ядра просто захватывают нейтроны.
Необнаруживаемый отказ - отказ системы (элемента), который не проявляется при нормальной эксплуатации в момент своего возникновения и не выявляется предусмотренными средствами контроля.
Низкоактивные отходы - радиоактивные отходы, для которых из-за низкого содержания радионуклидов не требуется специальная защита при обращений с ними.
Низкообогащенный уран - уран с содержанием изотопа урана-235 менее 20 % по массе.
Нормальная эксплуатация - эксплуатация АС в определенных проектом эксплуатационных пределах и условиях.
Нормативы безопасности - государственные положения для обеспечения безопасности персонала, населения, окружающей среды.
Нормы защиты окружающей среды - должны предусматривать обязательное восстановление качества среды, т.е. необходимую дезактивацию территорий, рекультивацию пахотных земель, очистку воды водоемов.
Нуклид - вид атома с определенным числом протонов и нейтронов в ядре, характеризующийся атомной массой и атомным (порядковым) номером.
Нуклид делимый (пороговый) - нуклид, который делится под действием нейтронов, но только в том случае, когда их энергия превышает определенный предел, или порог. К природным делимым нуклидам относятся U-238 и Th -232 (они также называются сырьевыми или воспроизводящими нуклидами).
Нуклид делящийся - нуклид, который способен делиться под действием нейтронов с любой кинетической энергией, в том числе равной нулю. Существует лишь один природный делящийся нуклид. Это изотоп урана U-235. Pu-239 и U-233 относятся к искусственным (воспроизводимым) делящимся нуклидам.

О

Обедненный уран - уран, в котором содержание изотопа урана-235 ниже, чем в природном уране (менее 0,7 %), побочный продукт обогащения в топливном цикле, может смешиваться с высокообогащенным ураном для производства ядерного топлива.
Облучение производственное - облучение работников от всех техногенных и природных источников ионизирующего излучения в процессе производственной деятельности.
Обогащение урана (урановой руды) - совокупность процессов обработки минерального урансодержащего сырья, имеющих целью отделение урана от других минералов, входящих в состав руды, с увеличением соотношения U-235 к U-238. Процесс обогащения включает в себя измельчение и перемалывание руды и различные химические процессы по отделению урана от отходов, которые называются хвостами. Обогащение выщелачиванием на месте включает в себя химические процессы по отделению урана от раствора.
Обогащенное ядерное топливо - ядерное топливо, в котором содержание делящихся нуклидов больше, чем в исходном природном сырье.
Обогащенный уран - уран, в котором соотношение урана -235 (к U-238) увеличено выше природного (0,7 %). Уран реакторного качества обычно обогащается приблизительно до 3,5 % U-235, а содержание U-235 в оружейном уране составляет более 90 %.
Оболочки твэлов - металлические трубки в активной зоне реактора, содержащие таблетки оксидного топлива.
Обработка радиоактивных отходов - комплекс технологических процессов, направленных на уменьшение объема радиоактивных отходов, изменение их состава или перевод их в формы, прочно фиксирующие радионуклиды. Включает процессы отверждения, остекловывания, кальцинации, битумирования, цементирования и сжигания радиоактивных отходов.
Обращение с радиоактивными отходами - общий термин, объединяющий все виды деятельности, которые связаны с обработкой, кондиционированием, транспортировкой, хранением и захоронением радиоактивных отходов.
Оптимизация - принцип философии радиологической защиты, согласно которому дозы и риски облучения должны удерживаться на самом возможно низком уровне (as low as reasonably achievable – см. ALARA) с учетом экономических и социальных факторов.
Опытная эксплуатация - этап ввода АС в эксплуатацию от начала энергетического пуска до приемки АС в промышленную эксплуатацию.
Остеклованные отходы - отходы высокого уровня активности, заключенные в боросиликатное стекло для связывания радионуклидов в нерастворимой, стабильной матрице, подходящей для захоронения.
Остекловывание - включение отходов высокого уровня активности в боросиликатное стекло, примерно 14 % по массе. Остекловывание предназначено для фиксации радионуклидов в неподвижном состоянии в нерастворимой, стабильной матрице, готовой для захоронения.
Отверждение радиоактивных отходов - обработка жидких радиоактивных отходов с целью перевода их в сухие твердые вещества и фиксации радионуклидов в твердой фазе.
Отказы по общей причине - отказы важных для безопасности систем (элементов), возникающих вследствие одного отказа, ошибки персонала, внутреннего или внешнего воздействия (например, природных явлений).
Открытый способ – традиционный способ добычи руды.
Отравление реактора - поглощение нейтронов частью ядер, у которых сечения поглощения в области энергии тепловых нейтронов велики (образующихся при делении урана и плутония) и концентрация которых относительно быстро достигает равновесного значения.
Отражатель - экран из особого материала, предназначенный для уменьшения утечки нейтронов из реактора.
ОЯТ (сокр. от «отработавшее ядерное топливо») – топливо (тепловыделяющие сборки), которые после использования в реакторе потеряли свои свойства и подлежат извлечению с последующей переработкой или захоронением.

П

«Парниковые» газы - углекислый газ и водяные пары, которые поглощают длинноволновое тепловое излучение от поверхности Земли и повторно излучают его, таким образом вызывая «парниковый эффект».
Пассивные системы безопасности - системы безопасности, функционирование которых связано только с вызвавшим их работу событием и не зависит от работы другого активного устройства (например, энергоисточника).
Первый контур - контур, вместе с системой компенсации давления, по которому циркулирует теплоноситель через активную зону, под рабочим давлением.
Перенос радиоактивности в окружающей среде - транспорт радиоактивности потоками воздуха или воды.
Перегрузка топлива - операции, выполняемые разгрузочно-перегрузочными машинами, по замене отработавшего топлива; степень облучения топлива, при которой производится перегрузка, зависит от состава топлива после облучения, от допустимой длительности работы и от изменения реактивности.
Переработка ОЯТ - комплекс химико-технологических процессов, предназначенный для удаления продуктов деления из отработавшего ядерного топлива и регенерации делящегося материала для повторного использования.
Переработка РАО - технологические операции, направленные на изменение агрегатного состояния и (или) физико-химических свойств радиоактивных отходов и осуществляемые для перевода их в формы, приемлемые для транспортирования, хранения и (или) захоронения.
Период полураспада - промежуток времени, необходимый для того, чтобы половина атомов определенного радиоактивного изотопа распалас