рос | укр
Головна сторінка
Випадкова сторінка
КАТЕГОРІЇ:
АвтомобіліБіологіяБудівництвоВідпочинок і туризмГеографіяДім і садЕкологіяЕкономікаЕлектронікаІноземні мовиІнформатикаІншеІсторіяКультураЛітератураМатематикаМедицинаМеталлургіяМеханікаОсвітаОхорона праціПедагогікаПолітикаПравоПсихологіяРелігіяСоціологіяСпортФізикаФілософіяФінансиХімія
|
Характеристика поточних рахунків клієнтів в іноземній валюті
Дата добавления: 2015-10-15; просмотров: 541
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:
Qнр=n1∙qр∙24=0,2*24=4,8 м3/сут.
где qр – часовой расход неорганизованных протечек, м3/час (0,2-1,0); n1 - число работающих блоков.
2. Неорганизованные протечки блока, находящегося на перегрузке:
Qнпр=qпр∙24=2*24=48 м3/сут.
где qпр – 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:
Vбака=Vслива = 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 радиоактивныегазы (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 1 | 2 | <== 3 ==> | 4 | |