Стартовая >> Архив >> Генерация >> Основы радиационной безопасности атомных электростанций

АЭС и внешняя среда - Основы радиационной безопасности атомных электростанций

Оглавление
Основы радиационной безопасности атомных электростанций
Основные дозовые пределы
Облучение персонала
Санитарные правила работы с радиоактивными веществами
Санитарные правила проектирования и эксплуатации АЭС
Требования к дозиметрическому контролю, производственным помещениям, вентиляции и удалению отходов
Типы атомных электростанций
Реактор как источник излучений
Технологический контур АЭС как источник излучения
Другие технологические контуры АЭС как источники излучения
Защита от излучений
Закономерности распространения нейтронов
Защита от нейтронов
Материалы защиты АЭС
Материалы из элементов со средним значением атомной массы А
Подход к расчету и проектированию защиты на АЭС
Защита канальных реакторов
Защита корпусных реакторов
АЭС с реактором в ПНЖБ-корпусе
Защита от y-излучения оборудования и технологических сред
Радиационная обстановка и дозовые затраты персонала на АЭС
Радиационная обстановка
Облучаемость персонала
Пути уменьшения дозовых затрат
АЭС и внешняя среда
Образование и обработка отходов на АЭС
Распространение радиоактивных выбросов АЭС во внешней среде
Радиоактивные выбросы и сбросы действующих АЭС
Радиационная обстановка в районах размещения действующих АЭС
Предотвращение поступления радиоактивных веществ в окружающую среду при авариях на АЭС
Контроль радиационной безопасности АЭС
Технологический радиационный контроль радиационной безопасности
Дозиметрический радиационный контроль
Контроль активности жидких и газоаэрозольных отходов
Радиационный контроль в окружающей АЭС среде

В процессе работы АЭС образуются жидкие, газообразные, аэрозольные и твердые радиоактивные отходы. Они обладают высокой удельной и полной активностью, а образуются как в результате процесса деления ядерного горючего, так и активации материалов нейтронами. Присутствие в отходах долгоживущих радионуклидов, таких как 80Sr, 137Cs, 14C, 71Kr, 60Co, 3Н и др., сохраняет их активность на достаточно высоком уровне продолжительное время. При эксплуатации АЭС осуществляется контроль за образованием радиоактивных отходов, а на пути их поступления во внешнюю среду сооружают защитные барьеры. В результате этого за пределы АЭС они не выходят в количествах, превышающих допустимые. Так, жидкие радиоактивные отходы сбрасывают во внешнюю среду после очистки в специальных устройствах и в концентрациях, допустимых ОСП-72 (см. § 2.6) и СП-АЭС-79. Газовые и аэрозольные отхода также подвергаются очистке на многоступенчатых фильтрах, выдержке в очистных устройствах и выбрасываются в атмосферу через высокие трубы, т. е. подвергаются многократному разбавлению атмосферным воздухом.
Попав в окружающую среду, радиоактивные отхода распространяются в ее объектах сложными путями и достигают самое чувствительное звено окружающей среды — человека. Сегодня ясно, что избежать воздействия радиоактивных сбросов АЭС на окружающую среду и человека принципиально невозможно. Отхода в любых сколь угодно малых количествах поступают во внешнюю среду и с позиций концепции беспорогового воздействия излучений на человека воздействуют на него. Поэтому сегодня можно говорить о минимизации воздействия атомной энергетики на окружающую среду и человека, и единственный способ минимизации воздействия состоит в том, чтобы правильно оценивать масштаб и характер воздействия, правильно предсказывать его последствия. Ограничение воздействия источников излучения на человека определено НРБ-76—основными дозовыми пределами и производными от них величинами. Следовательно, рассматривая АЭС как источник радионуклидов во внешней среде, необходимо установить такие ограничения сбросов и выбросов АЗС, которые хотя принципиально и воздействуют на внешнюю среду и человека, но не приводят к превышению основных дозовых пределов.

ПУТИ ВОЗДЕЙСТВИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ АЭС НА ЧЕЛОВЕКА

На рис. 7.1 показаны основные пути воздействия жидких и газоаэрозольных отходов АЭС на человека. Первый из них — внешнее облучение. Выбрасываемый из высокой вентиляционной трубы воздух с радиоактивными газами и аэрозолями образует факел, который распространяется над землей, постепенно увеличиваясь в размерах. Излучением содержащихся в факеле нуклидов облучаются все объекты, находящиеся на земле, и в том числе человек. Мощность дозы излучения факела зависит от многих причин, а именно концентрации радионуклидов в факеле, расстояния от трубы, условий распространения факела и т.д. Некоторые из радионуклидов, находящихся в факеле, особенно в аэрозольной форме, оседают на местности вокруг АЭС, накапливаются в почве, растительности, в других объектах, попадают в воду и также воздействуют своим излучением на человека путем внешнего облучения.
Схема воздействия радиоактивных отходов АЭС на человека
Рис. 7.1. Схема воздействия радиоактивных отходов АЭС на человека

Второй путь воздействия радиоактивных газоаэрозольных отходов на человека — внутреннее облучение в результате ингаляционного поступления радионуклидов в организм. Факел, распространяясь над землей и постоянно расширяясь, создает в приземном воздухе определенные концентрации газообразных и в аэрозольной форме нуклидов. При дыхании они попадают внутрь организма с воздухом. Приземная концентрация радионуклидов зависит от тех же факторов, а максимального своего значения обычно достигает на расстоянии от трубы, равном примерно ее двадцати высотам.
Третий путь наиболее сложный — это внутреннее облучение человека в результате поступления радионуклидов в организм с водой и по пищевым цепочкам. Осевшие на землю из облака выбросов радионуклиды через корневую систему усваиваются растениями, растения попадают либо непосредственно в пищу человека (овощи, фрукты, грибы), либо съедаются скотом, усваиваются их организмами и попадают в организм человека с мясом или молоком. Жидкие радиоактивные отходы, попавшие в воду, а также аэрозольные отходы, осевшие из факела в воду водоема — охладителя АЭС или какого-либо другого водоема, могут попасть в организм человека с водой, если водоем используется для питьевого водоснабжения, или по пищевой цепочке «вода — водоросли — рыба — человек».
Существует принципиальная разница в оценке воздействия радиоактивных веществ и ионизирующих излучений и защиты от этого воздействия, когда человек из числа персонала и когда человек относится к категории облучения Б или В, т. е. когда он из ограниченной части населения или из населения (см. § 2.1). Если человек из числа персонала, то для него организован индивидуальный контроль за облучением при проведении радиационно опасных работ сначала определяют радиационные условия проведения работ и при необходимости ограничивают время проведения работ (защита временем), увеличивают расстояние между источником излучения и человеком (защита расстоянием), сооружают временные или постоянные защиты. Все это исключено во втором случае. Поэтому подход к защите от радиационного воздействия на лиц категории облучения Б другой — АЭС не должна поставлять во внешнюю среду отходы в таком количестве, которое может привести к воздействию, превышающему ПД. Следовательно, для АЭС нормируются сброс и выброс жидких и других отходов во внешнюю среду и соблюдение установленных норм контролируется.
Внешняя среда инерционна по отношению к радионуклидам — отходам, т. е. процессы накопления и миграции радионуклидов в объектах внешней среды протекают достаточно медленно, количества их в этих объектах невелики и иногда трудноизмеримы, поэтому, чтобы исключить недопустимое поступление радиоактивных отходов во внешнюю среду, необходимо контролировать их содержание непосредственно на сбросных устройствах АЭС.
Чтобы нормировать поступление радиоактивных отходов АЭС в окружающую среду, необходимо знать закономерности их распространения в окружающей среде, а чтобы организовать защитные барьеры и установить соответствующие очистные устройства, следует знать, где и в каких количествах образуются отходы. При этом необходимо учитывать, что отходы поступившие во внешнюю среду в разбавленном виде с воздухом и водой, могут возвращаться на АЭС, обогащаться новой порцией отходов и опять поступать во внешнюю среду, т. е. участвовать в оборотном цикле «АЭС — внешняя среда.— АЭС». Возможность такого оборотного цикла особенно существенна для долгоживущих радионуклидов. Поэтому при количественном описании  АЭС как источника радионуклидов во внешней среде часто приходится строить математические модели, учитывающие оборотный цикл, т. е. рассматривать АЭС в совокупности с объектами внешней среда.

НОРМИРОВАНИЕ ЖИДКИХ И ГАЗОАЭРОЗОЛЬНЫХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

Поскольку для лиц категории облучения  Б нельзя организовать индивидуальный дозиметрический контроль, то, как отмечалось, непревышение дозового предела, т. е. ПД, должно гарантироваться поступлением во внешнюю среду радиоактивных отходов АЭС. Поэтому СП-АЭС-79 устанавливают среднесуточные и среднемесячные допустимые выбросы (ДВ) газоаэрозольных и годовые допустимые сбросы (ДС)
жидких радиоактивных отходов АЭС во внешнюю среду, действующие во весь период нормальной эксплуатации АЭС. ДВ и ДС рассчитаны с учетом всех возможных путей воздействия радиоактивных отходов на человека, а также географических, метеорологических и других факторов, переспектив развития экономики и атомной энергетики СССР, опыта эксплуатации АЭС.
Допустимые выбросы установлены в расчете на мощность АЭС 1000 МВт(эл.) — допустимые нормализованные выбросы (ДНВ) и в расчете на АЭС в целом — предельно допустимые выбросы (ПДВ). ПДВ не приведут на местности вокруг АЭС к дозам на лиц категории облучения Б, превышающим ПД, если мощность АЭС не более 6000 МВт (эл.) при прямом пересчете ДНВ в ПДВ и при любой другой мощности АЭС при условии, что ДНВ будут уменьшены.
Согласно СП-АЭС-79 ДНВ и ПДВ равны:

Здесь РБГ — любая по составу смесь радиоактивных благородных газов, т. е. смесь нуклидов аргона, криптона и ксенона. Выброс 131I может быть в виде как газа, так и аэрозолей; приведенные здесь значения ДНВ и ПДВ 131I — суммарное количество 131I, поступающего в атмосферу в любой физической или химической форме. ДЖН и КЖН — условные наименования долгоживущих и короткоживущих радионуклидов, поступающих в атмосферу в аэрозольной форме. Как видно, ДНВ и ПДВ для ДЖН и КЖН невелики, определить их нуклидный состав при контроле мощности выброса сложно. Поэтому в СП-АЭС-79 принято, что ДЖН — это радиоактивные аэрозоли, экспонированные на фильтре (см. п.8;4.3) в течение одних суток и измеренные через сутки после снятия фильтра с пробоотборного устройства, т. е. ДЖН включают в себя радионуклиды, оставшиеся на фильтре измерительного устройства через двое суток после начала экспонирования; КЖН — это радиоактивные аэрозоли, экспонированные на фильтре в течение одних суток и измеренные через 0,5 ч после окончания экспонирования.
Разделение ДНВ и ПДВ на среднесуточные и среднемесячные также связано с трудностями определения концентраций 90Sr, 89Sr и других нормируемых нуклидов в пробе выброса, отобранной за одни сутки. Все указанные в СП-АЭС-79 и здесь значения ДНВ и ПДВ установлены для выброса через трубу, высота которой 80—150 м.
СП-АЭС-79 разрешают однократно превысить в 5 раз среднесуточный или среднемесячный ПДВ при условии, что суммарный выброс за квартал или за год соответственно нё превзойдет соответствующего расчетного значения. В исключительных случаях органы Госсаннадзора могут разрешить другие отклонения от ПДВ. В то же время СП-АЭС-79 указывают, что с целью поддержания дозы облучения населения на таком низком уровне, какой только можно достичь с учетом экономических и социальных соображений, администрация АЭС должна принимать все меры по снижению газоаэрозольных отходов независимо от установленных значений ДНВ и ПДВ.
Допустимые сбросы жидких радиоактивных отходов за год устанавливаются проектом индивидуально для каждой АЭС. При расчете ДС учитывают фактическое и перспективное народнохозяйственное использование водоема, его размеры, гидрогеологические, гидрохимические и экологические особенности, закономерности самоочищения водоема, накопление радионуклидов в донных отложениях и другие особенности водоема, связанные с местом размещения АЭС. ДС рассчитывают раздельно для каждого вида пользования , выбирают наименьшее значение и уменьшают его втрое — таким образом учитывают повышенное накопление радионуклидов в Гидробнонтах при поступлении в водоем подогретых сбросов. На основании опыта работы администрация АЭС устанавливает для своей АЭС рабочие контрольные сбросы (РКС), которые должны быть меньше ДС.

         Согласно ОСП-72 и СП-АЭС-79 в открытый водоем сбрасывают жидкие отходы, концентрация радионуклидов в которых не более ДКВ, Поэтому здесь название «жидкие радиоактивные отходы» принято условно.



 
« Основные технические характеристики турбогенераторов мощностью 50 МВт и более   Особенности металла центробежнолитых труб из стали 15Х1М1Ф »
электрические сети