Очистка охлаждающей воды на тепловых и атомных электростанциях (стр. 5 из 6)
W = 25 м/ч; табл. 1.12, [4];
F = 130/25 = 5,2 м2.
Выбираем стандартный параллельноточный ионитный фильтр ФИПаI-2,6-0,6.
Таблица 2.8
Характеристика фильтра
| Диаметр D, мм | Площадь f, м2 | Высота | |
| Общая H, м | Слоя ионита hсл, м | ||
| 2,6 | 5,3 | 4,3 | 2,5 |
Тип загруженного материала КУ-2-8. Рабочая емкость катионита Ер = 650 г-экв/м3.
2. Продолжительность фильтроцикла:
T + t = f * hсл * Eр / (Q * C),
где C – концентрация воды перед фильтром, мг-экв/кг.
+ 
= 2,0 мг-экв/кг, 
= 1,08 мг-экв/кг,С = 2,0 + 1,08 = 3,08 мг-экв/кг.
T + t = 5,3 * 2,5 * 650 / (130 * 3,08) = 21,5.
3. Суточное число регенераций фильтра:
m = 24 / (T + t),
m = 24 / 21,5 = 1,1
4. Удельный расход реагента на регенерацию:
b = 60 кг/м3
5. Расход 100 %-ного реагента на регенерацию:
= f * hсл * b, = 5,3 * 2,5 * 60 = 795 кг/регенерация.6. Суточный расход 100 %-ного реагента на регенерацию:
, 
= 795 * 1,1 = 874,5 кг/сут.7. Расход воды на взрыхление фильтра:
i = 50 м3/ч.
8. Время взрыхления фильтра:
tвзр = 0,5 ч.
9. Объемный расход воды на взрыхление фильтра:
Vвзр = i * tвзр,
Vвзр = 50 * 0,5 = 25 м3/регенерация.
10. Концентрация регенерационного раствора:
Cр.р. = 2,25 %.
11. Расход воды на приготовление регенерационного раствора:
м3/регенерация.12. Расход воды на отмывку:
a = 60 м3/час.
13. Время на отмывку:
tотм = 10 мин.
14. Объемный расход воды на отмывку:
Vотм. = tотм * a,
Vотм. = 60 * 10 /60 = 10 м3/регенерация.
15. Суммарный расход воды на регенерацию:
Vсум = Vвзр + Vр.р. + Vотм,
Vсум = 25 + 35 + 10 = 70 м3/регенерация.
16.Скорость пропуска регенерационного раствора:
W = 20 м/ч
17. Время пропуска регенерационного раствора:
tр.р. = Vр.р.* 60 / (f*Wр.р.).
tр.р. = 35 * 60 / (5,3*20) = 20 мин.
18. Суммарное время регенерации:
t=tвзр+tр.р.+tотм
t = 30 + 20 + 10 = 60 мин = 1ч.
19. Объемный расход воды на регенерацию:
V=70м3/ч.
Таблица 1.9
Материальный баланс
| Приход воды, м3/ч | Вырабатывается воды, м3/ч | Расход воды на регенерацию и отмывку фильтра, м3/ч |
| 130 | 60 | 70 |
2.9 Краткая характеристика веществ, поступающих в окружающую среду на данном производстве
При работе АЭС образуется три вида радиоактивных отходов – твердые, жидкие и газообразные.
Твердыми отходами АЭС являются детали загрязненного радиоактивными веществами демонтированного оборудования, отработанные фильтры для очистки воздуха, спецодежда, мусор, отработанные ионообменные смолы и т.д. Их захоронение осуществляется в специальных траншеях, ионообменные смолы хранят в емкостях высокоактивных и низкоактивных сорбентов. Объем твердых отходов может быть значительным.
Жидкими отходами АЭС являются кубовый остаток, образующийся при выпарке высокоминерализованных трапных вод и дезактивационных растворов, дебалансные воды. Первые два вида жидких отходов хранятся в специальных хранилищах на территории АЭС и практически не оказывают воздействия на окружающую среду. Сбрасываемые АЭС дебалансные воды предварительно очищаются до такой степени, что концентрация радиоактивных загрязнений в них соответствует нормам для питьевой воды.
Выбрасываемые в атмосферу газовоздушные потоки также подвергаются тщательной очистке. В состав газообразных выбросов АЭС входят радиоактивные газы и аэрозоли. Особое место принадлежит изотопам йода, которые обладают высокой химической активностью и могут быть как газообразными, так и виде аэрозолей в зависимости от окружающих условий.
2.10 Экологический контроль производства
При обеспечении радиационной безопасности АЭС большое внимание уделяется вопросам распространения радиоактивных газообразных веществ, сбрасываемых через вентиляционные трубы. Разработаны и применяются методы расчета приземной концентрации радиоактивных аэрозолей и йода, которые является определяющим параметром при оценке поступления радиоактивных веществ в организм.
Каждая АЭС окружается санитарно - защитной зоной (СЗЗ), где запрещено проживание людей, хранение пищевых продуктов и т.д. Но земля может использоваться под сельскохозяйственные угодья при наличии дозиметрического контроля. Радиус СЗЗ может достигать нескольких километров и для каждой АЭС устанавливается индивидуально.
Предельно допустимым выбросом (ПДВ) газообразных радиоактивных веществ принято считать такое его значение, при котором радиационное воздействие его на организм не превышает предельной дозы. Значение ПДВ является важным показателем, определяющим профиль АЭС (герметичность и надежность оборудования, наличие и качество очистных сооружений и т.д.). ПДВ составляет 3000 Кюри/сутки.
Одним из важных аспектов исключения вредного влияния АЭС на окружающую среду является тщательный контроль за выбросами. С помощью специальной радиометрической аппаратуры контролируется качество выбрасываемого воздуха, его радиоактивность и изотопный состав. Такой же контроль ведется за жидкими сбросами.
Наряду с контролем за радиоактивными выбросами АЭС специальная служба внешней дозиметрии ведет тщательный надзор за радиационной обстановкой на территории вокруг АЭС. В 40 – 45 км от АЭС устанавливаются контрольные пункты. Контролируются почти все объекты внешней среды. Определяются количества радиоактивных веществ, выпадающих из атмосферы, поверхностная концентрация радиоактивных аэрозолей, активность почвы и растительности, воды, отбираемой из открытых водоемов, донных отложений и т.д. Периодически измеряется активность кормовых и пищевых продуктов местного производства.
Постоянная регистрация гамма – излучения во многих точках контролируемого района осуществляется с помощью устанавливаемой стационарной и передвижной дозиметрической аппаратуры, показания которой автоматически передаются на самопишущие приборы.
Таким образом, важными проблемами являются надежная очистка и хранение радиоактивных отходов. Трудности эти состоят в том, что в отличие от других промышленных сбросов радиоактивные отходы не могут быть нейтрализованы. Естественный распад – переход радиоактивных нуклидов в нерадиоактивные – единственное средство устранения их радиоактивности. В то же время имеются такие отходы, процесс радиоактивного распада которых длится сотни лет.
Объем твердых отходов может быть уменьшен сжиганием при соответствующей очистке продуктов сгорания или прессованием. Твердый остаток от сжигания и спрессованные отходы, помещенные в металлические контейнеры, подвергаются захоронению в траншеях. В месте захоронения и в прилегающих к нему районах ведется дозиметрический контроль.
Пути воздействия радиоактивных веществ на организм человека:
1. Облучение. Выбрасываемый из вентиляционных труб АЭС воздух образует факел, который стелется над землей, постепенно увеличиваясь в размерах. ɣ- активные вещества, содержащиеся в факеле, непосредственно облучают местность вокруг трубы и на расстоянии от нее. b - излучение факела также имеет место, но учитывать его нужно только в местах непосредственного приближения факела к земле, так как слой воздуха толщиной в 10 м полностью поглощает b - частицы.
2. Ингаляционный путь. Факел выбрасываемого через трубу воздуха, на расстоянии, составляющем двадцатикратную высоту трубы, может коснуться земли; приземная концентрация радиоактивных веществ в этом месте будет максимальной. При дыхании радиоактивные вещества попадают внутрь организма. 60Со концентрируется в желудочно-кишечном тракте, в легких; 90Sr – в костях и в легких; 137Cs – в печени, селезенке и мышечной ткани.
3. Через пищевые цепочки. Радиоактивные аэрозольные вещества попадают на почву, через корневую систему поступают в зеленую часть растений. Растения съедаются молочным скотом, потом радиоактивные вещества концентрируются в молоке, потребляемом человеком. Попадая внутрь организма, радиоактивные вещества сосредотачиваются в критических органах человека и служат источником их внутреннего облучения.
Нейтрализация сбросных вод производится на узле нейтрализации сбросных вод ХВО, расположенном в отдельном помещении.
Характеристика сбросных вод:
· Кислые регенерационные растворы после КФI и КФII;