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

Распространение радиоактивных выбросов АЭС во внешней среде - 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

7.4. РАСПРОСТРАНЕНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ СБРОСОВ И ВЫБРОСОВ АЭС ВО ВНЕШНЕЙ СРЕДЕ

7.4.1. Распространение газоаэрозольных выбросов в атмосфере.

Газовые и аэрозольные отходы АЭС выбрасывают в атмосферу через трубы, установленные на территории или непосредственно на здании АЭС. Обычно высота трубы над поверхностью земли составляет 100— 150 м (см. § 7.2). Высокие вентиляционные трубы являются дополнительным средством защиты приземного воздуха от загрязнения радиоактивными отходами АЭС. Газы и аэрозоли, попав в атмосферу, подхватываются воздушными потоками, перемешиваются с воздухом и под действием ветра уносятся от трубы. Поскольку температура выбрасываемых газов обычно выше температуры атмосферного воздуха и газовая струя в трубе имеет направленную вверх скорость, эффективное взаимодействие струи выброса с воздушным потоком начинается несколько выше, чем срез трубы, т. е. источник выброса находится не в устье трубы, а выше. Говорят, что выброс происходит не на высоте H (H — высота трубы над уровнем моря), а на высоте Hэф, причем
(7.4.1)
где— высота подъема струи над устьем трубы. Значение Ah зависит от многих причин: разницы между температурами газа и атмосферного воздуха ДТу количества выносимого струей тепла Q#, расхода газа в трубе G, диаметра устья трубы D, а также от скорости ветра и и скорости гравитационного осаждения выброса vg. Обычно Hэф определяют по эмпирическим формулам, например по следующей:
(7.4.2)
где х — расстояние от трубы по горизонтали, по направлению совпадающее с направлением ветра.
Факел выброса из точки (Нэф, х) подхватывается ветром, постепенно удаляется от трубы, расширяясь как по горизонтали, так и по вертикали (рис. 7.5, а).
Схема распространения факела выброса из вентиляционной трубы
Рис. 7.5. Схема распространения факела выброса из вентиляционной трубы (а) и розы ветров (б)
С1, ci ...—линии равных концентраций радиоактивных газов в факеле; Хнач — расстояние от трубы до точки касания факела с поверхностью земли; хмакс — то же до точки приземления факела — место максимальных приземных концентраций радиоактивных газов

Внутри факела сохраняются зоны одинаковой концентрации радиоактивного газа или аэрозоля, причем при обычных погодных условиях максимальные концентрации характерны для центральной части факела. Постепенное уширение факела приводит к тому, что на некотором расстоянии от места выброса, т. е. от трубы, факел коснется земли. Начиная с этого расстояния в приземном слое воздуха обнаруживаются выброшенные газы или аэрозоли. С увеличением расстояния их концентрация меняется, причем максимального значения концентрация достигает тогда, когда земли коснется центральная часть факела. Это расстояние при Н > 100 м
’  (7.4.3)
где т — коэффициент, зависящий от температуры атмосферного воздуха, в летний период т = 2, в зимний т — 1,7-=-1,8. Для рассмотрения вопроса о распространении выброса АЭС в атмосфере необходимо знать розу ветров на территории АЭС. Розу ветров представляют восьмирумбовой диаграммой (рис. 7.5, б). На румбах, показывающих ориентацию по странам света, в масштабе откладывают отрезки, длины которых пропорциональны продолжительности ветра данного направления в процентах от продолжительности всего рассматриваемого периода. Розы ветров бывают годовые, сезонные, месячные. В практических расчетах пользуются годовой розой ветров.
Обычно газы перемещаются в атмосфере по тем же законам, что и сама атмосфера, хотя при высоких концентрациях тяжелые газы могут иметь упорядоченную скорость оседания. Скорость оседания газов на поверхность земли зависит от их химической активности. РБГ — основа газового выброса АЭС — совсем не оседают на поверхность земли, хотя в небольших количествах могут растворяться в воде. Очищение атмосферы от РБГ происходит в основном в результате их естественного распада. Газообразные формы радионуклидов йода, из которых важнейшим является 131I, могут удаляться из атмосферы различными способами: в результате оседаний, реакций с естественными аэрозолями и оседания вместе с ними, вымывания из атмосферы осадками, а также в результате естественного распада. Скорости удаления йода и подобных ему газов из атмосферы зависят от их химической природы, т. е. способности взаимодействовать с компонентами атмосферы и земной поверхности.
Судьба аэрозолей после выброса в атмосферу в большой степени зависит от их аэродинамических свойств, т. е. от размеров, формы, плотности, и в некоторых случаях—от их концентрации в воздухе. На поведение и перенос аэрозолей в атмосфере наибольшее влияние оказывают процессы гравитационного осаждения, импакции на поверхности земли, зданий и других объектов, а также коагуляции. Сила тяжести заставляет аэрозольные частицы падать, но, поскольку обычно они обладают большой поверхностью на единицу массы, закон их падения отличен от закона свободного падения тел — аэрозоли падают на поверхность земли с постоянной скоростью. Для аэрозолей выбросов АЭС характерны скорости падения от 0,01 до 5 см/с, наиболее вероятны скорости падения в интервале ОД—1 см/с. При нарушении процесса гравитационного осаждения за счет встречи воздушного потока с каким-либо препятствием возможна импакция аэрозолей на это препятствие. Столкновение частиц друг с другом, их взаимное притяжение электростатическими силами и другие процессы приводят к коагуляции аэрозолей. Образующиеся при этом агломераты частиц удаляются из атмосферы либо путем гравитационного осаждения, либо вследствие импакции.
Процесс распространения радиоактивных газов и аэрозолей, выброшенных из трубы в атмосферу, обычно называют их рассеянием в атмосфере. Этот процесс происходит в пограничном слое атмосферы, для которого характерны процессы турбулентного переноса воздушных масс. Именно турбулентность атмосферы и приводит к быстрому рассеиванию газовых и аэрозольных выбросов. Эффективность атмосферы как среды разбавления выбросов зависит от многих факторов, но в основном от градиентов ветра и температуры как в пространстве, так и во времени. Количественное описание процесса рассеивания радиоактивных выбросов АЭС связано с турбулентной диффузией атмосферы, для описания которой пока Нет законченной теории. При решении задач диффузии радионуклидов выброса в атмосфере обычно предполагают, что в какой-либо одной плоскости происходит турбулентное движение нуклидов с некоторой постоянной скоростью а, а в двух других плоскостях движение обусловлено только диффузией. Тогда процесс рассеивания выброса, т. е. изменение концентрации радиоактивного вещества в атмосфере (в пространстве и во времени), описывается уравнением
(7.4.4)
где а — концентрация радионуклида; vg — скорость гравитационного осаждения (для РБГ vg — 0); kx, kv, kz — коэффициенты турбулентной диффузии; Hа — член уравнения, учитывающий естественный распад радионуклида. Хотя уравнение (7.4.4) существенно упрощается для случая установившейся турбулентной диффузии неоседающих радиоактивных примесей с большим периодом полураспада и когда перенос примеси воздушным потоком вдоль оси х (со скоростью и) превалирует над диффузионным переносом по этому же направлению, т. е.
(7.4.5)
решение его сопряжено с большими трудностями не столько математического, сколько физического и метеорологического характера: необходима информация об и, ky и kz — параметрах, в большинстве практических случаев не известных. Поэтому наряду с решением уравнения (7.4,5) в тех случаях, когда есть необходимые для этого данные, задача о рассеивании выбросов АЭС в атмосфере решается с помощью эмпирических соотношений.
В таких эмпирических соотношениях рассеивание радиоактивного выброса АЭС в атмосфере описывается с помощью коэффициента метеорологического разбавления примеси G. Поскольку рассеивание выброса в атмосфере зависит от погодных условий, то для оценки влияния погодных условий на значение G введены понятия категорий устойчивости погоды (их шесть), которым сопоставлены характерные скорости воздушных масс и коэффициенты вертикальной дисперсии выброса бг. Значение коэффициента метеорологического разбавления G определяют по разным моделям, например по гауссовой модели распространения выброса:
(7.4.6)
где R — расстояние от источника выброса до точки наблюдения; г — вертикальная координата {г = 0 при основании трубы). В общем случае
(7.4.7)
где t — время от момента начала выброса (основание трубы при х =0, у = 0, т. е. координаты источника выброса (0 0, /У8ф)].
Понятие коэффициента метеорологического разбавления предполагает симметричное относительно преимущественного направления движение факела, обычно совпадающее с направлением ветра, рассеивание газов и аэрозолей. Поэтому при совпадении вектора скорости ветра и с осью х G для точек наблюдения, лежащих на поверхности земли (z = 0), определяется по формуле
(7.4.8)
Этот же коэффициент по приближенной модели «огибающей» рассчитывается по формуле
(7.4.9)
В некоторых эмпирических приближенных моделях рассеивание выброса в атмосфере определяется коэффициентом атмосферной стратификации Л, зависящим от тех же параметров, что и коэффициент С?, т. е. от температуры воздуха, скорости воздушных потоков и т. д. Обычно эти модели приспособлены для рассмотрения распространения выброса в среднем за значительный промежуток времени, например за год. Поэтому значения коэффициентов А усреднены и представляются числом, характерным для данной местности
За время движения выброса от источника до точки наблюдения концентрация газов или аэрозолей в факеле убывает за счет не только рассеивания и естественного распада радионуклидов» но также и оседания тяжелых примесей и аэрозолей, а во время дождя или снега — за счет их вымывания из факела. Уменьшение концентрации радионуклидов в факеле по названным причинам учитывают с помощью коэффициента истощения факела, который для i-го радионуклида рассчитывают по соотношению
, (7.4.10)
где Xg — коэффициент мокрого вымывания, т. е. скорость очистки факела дождем или снегом. Понятно, что для инертной примеси выброса, например для РБГ, Хв = 0, vg — 0, поэтому
(7.4.11)

Если известны E и мощность выброса Qi, то приземная концентрация i-го радионуклида может быть рассчитана по формуле
(7.4.12)
В этой формуле Qi измеряется в Ки/с, О — в с/м3, а приземная концентрация qi — в Ки/м3. Если G = О (х, у), т. е. вычислен по формуле (7,4.6) при z = 0, то можно определить пространственное распределение приземной концентрации любого i-го радионуклида.

Расчет мощности дозы внешнего облучения γ-излучением факела выбросов.

При расчете дозы за время t внешнего облучения у- излучением нуклидов, распространяющихся с выбросом АЭС в атмосфере, факел рассматривают как объемный источник y-излучения с самопоглощением (ввиду его больших размеров ослаблением плотности потока y-излучения в воздухе пренебречь нельзя). Тогда мощность дозы y-излучения от элемента объема факела, находящегося на расстоянии г от точки наблюдения, определяется из выражения
(7.4.13)
где qr — концентрация радионуклида в точке, находящейся на расстоянии г от точки наблюдения; ц — линейный коэффициент ослабления плотности потока y-излучения в воздухе; Вл (цг)—дозовый фактор накопления рассеянного y-излучения в воздухе. Определяя qr через <?г, т. е. через коэффициент метеорологического разбавления для точки г, а г — через координаты, связанные с источником выброса, и зная мощность выброса Q, можно записать выражение для dP> а проинтегрировав его по времени и объему факела, можно найти значение D в точке наблюдения.
Поскольку выражение для dP оказывается весьма сложным, задачу решают численным интегрированием на ЭВМ. Известна, например, программа «Факел», которая решает эту задачу с учетом накопления в факеле дочерних радионуклидов. Расчетная формула выглядит следующим образом;

где Qi и Q2— мощность выброса материнского и дочернего радионуклидов соответственно. Если G заранее не усреднять, то по формуле (7.4.14) следует рассчитывать дозу γ-излучения кратковременного выброса, т. е. время t, в течение которого погодные условия в атмосфере не меняются (Qx и Q2 также не меняются). Если таких интервалов времени /, то за длительное время доза
(7.4.15)
Если в формуле (7.4.14) коэффициент метеорологического разбавления усреднить за время t% то можно вычислить усредненное, например, за год значение дозы облучения y-излучением факела. Усреднение G производят с учетом повторяемости категорий погода по формуле
(7.4.16)
где yj — коэффициент, характеризующий вытянутость розы ветров;  I  — доля г-х погодных условий в году; oZi — аг для i-x погодных условий; и — среднее за год значение скорости ветра.
Такое усреднение G проведено Н. Г. Гусевым для расчета среднегодовой дозы внешнего облучения на местности за пределами приземления факела, т. е, там, где qt практически перестает зависеть от расстояния от источника выброса:
(7.4.17)
где Pi — нормализованная мощность дозы y-излучения, т. е. мощность дозы, рассчитанная в предположении, что приземная концентрация радионуклида равна 1 Ки/м3.
Заметим, что более корректное значение годовой дозы облучения y-излучением факела выброса, так же как и среднегодовое значение приземной концентрации, получается, если вычислять мгновенные значения этих величин и усреднять их с учетом повторяемости погодных условий. Такой подход к определению gt и D (х, у, 0) реализован, например, при струйно-диффузионном рассмотрении процессов рассеивания выброса АЭС в атмосфере.

Расчет дозы внешнего облучения γ-излучением осевших не почву радионуклидов из факела выброса.

В результате осаждения из факела радионуклидов главным образом в аэрозольном виде формируется плоский, бесконечно протяженный источник γ-излучения.  Если предположить, что нуклиды не проникают в почву (обычно глубина проникновения не превышает 5 см) и с поверхности земли не вымываются, то доза облучения за год составит:
(7.4.18;
где . Gz — усредненный коэффициент вымывания радионуклидов иг факела% — коэффициент вымывания, имеющий смысл
коэффициента очистки атмосферы за счет вымывания из нее радионуклидов осадками; Р1—нормализованная мощность дозы, рассчитанная в предположении, что равновесная загрязненность почвы равен 1 Ки/м2.
Более подробную информацию об осаждающихся из факела выбросов радионуклидах — скорость накопления их на почве, пространственное распределение на местности и др.— можно получить с помощью упоминавшейся ранее программы «Факел».

Расчет предельно допустимой мощности выброса АЭС

Специфика АЭС как источника радионуклидов во внешней среде тре бует контроля поступления их во внешнюю среду до того, как они покинут АЭС. Контрольной величиной по отношению к выбросу газов и аэрозолей является величина предельно допустимого выброса (ПДВ). Если мощность выброса АЭС постоянно в течение года не превышает значения ПДВ, то на местности вокруг АЭС приземные концентрации выбрасываемых радионуклидов не превысят допустимых значений ДКЛ рассчитанных с учетом всех возможных путей воздействия г-го радионуклида на человека и дозовой доли, выделенной на радиационное воздействие на человека АЭС. ПДВ i~го радионуклида можно рассчитать из соотношения (7.4.12), положив qt — ДК*, тогда
(7.4.19)
где G определяется по формуле (7.4.16).
Более подробно рассмотрим вопрос о расчете ПДВ с использованием для учета рассеивания выброса коэффициента атмосферной стратификации А, как это рекомендуют Временные методические указания по расчету ПДВ радиоактивных продуктов в атмосферу промышленными предприятиями и энергетическими установками.
Прежде всего отметим, что различают высокие и низкие источники выброса. Дело в том, что с подветренной стороны зданий, размещенных на территории АЭС, при ветре создаются аэродинамические тени, связанные с некоторым разрежением атмосферы. В пределах аэродинамической тени движение воздушных масс характеризуется вихрями, не способствующими рассеиванию выброса. Если источник выброса расположен выше границы аэродинамической тени, то его считают высоким, а если ниже, то низким. Газоаэрозольные отходы АЭС выбрасывают в атмосферу через высокие и низкие источники. Основная масса отходов выбрасывается через высотные вентиляционные трубы — они всегда высокие источники выброса. Часть газоаэрозольных отходов выбрасывается через трубы, установленные на кровле здания — обычно это низкие источники выброса. Источники выброса характеризуются параметром /:
(7.4.20)
если /< 100 м/(с*град), то источник выброса высокий, в противном случае — низкий.
Расчет ПДВ для высоких и низких источников выброса проводят по разным формулам, но в том и другом случае для расчета ПДВ необходимо знать: 1) погодные условия и их повторяемость в течение года в районе расположения АЭС (среднегодовую и сезонные розы ветров по восьмирумбовой шкале, значение среднегодовой скорости ветра в преобладающем направлении и по восьмирумбовой шкале), 2) характеристики источника выброса (объем и температуру выбрасываемой газовоздушной смеси, нуклидный состав газовоздушной смеси, основные размеры трубы). Расчет ПДВ ведется отдельно для каждого t-го радионуклида выброса по следующим эмпирическим формулам (Ки/с):
для высокого источника выброса
(7.4.21)
для низкого источника выброса
(7.4.22)
где v — среднегодовая скорость выброса, м3/с; т — коэффициент, учитывающий условия выброса (определяется по значению параметра /, при О <С / <С 100 т меняется от 1,45 до 0,3); р — коэффициент, зависящий от и, ДТ и Н (обычно определяют из графиков); п/п0 — показатель вытянутости среднегодовой розы ветров; т — коэффициент временного осреднения; H8Д — высота здания.
Поскольку вычисляется ПДВ, то все параметры, входящие в формулы (7.4.21) и (7.4.22), выбираются для наиболее неблагоприятных погодных условий для рассеивания выброса в атмосфере. В частности, коэффициент Л в принятой для расчета ПДВ модели рассеивания выброса, ответственный за процесс рассеивания, рекомендуется принимать равным: для центральной части европейской территории СССР — — 0,12; для севера и северо-запада европейской территории СССР —0,16; такое же значение Л рекомендуется для территорий Украины, Урала, Среднего Поволжья.
В литературе описаны и другие эмпирические формулы, позволяющие определить ПДВ. Они приводят к результатам, мало отличающимся от найденных по формулам (7.4.21) и (7.4.22); практически результаты различаются не более чем на погрешность измерения приземных концентраций радиоактивных газов и аэрозолей выброса. Однако наиболее корректным следует считать результат, получаемый по формуле (7.4.19), или при подходе, реализованном в струйно-диффузионной модели рассеивания выброса. Описаны также формулы для расчета ПДВ, когда источник выброса не является точечным или когда на территории АЭС (на крыше здания) установлено несколько выбросных труб.  ..
Поскольку АЭС выбрасывает в атмосферу не один какой-либо радионуклид, а, по крайней мере, несколько, то найденные по формулам (7.4.21) и (7.4.22) Qпдвi должны быть уменьшены так, чтобы
(7.4.23;
где—ПДВ i-ro радионуклида при одновременном выбросе
N радионуклидов.

Распространение жидких радиоактивных сбросов в водоеме- охладителе.

Согласно ОСП-72 в водоем-охладитель допускается сбрасывать только такие жидкие отходы, концентрация радиоактивных веществ в которых не превышает ДК (см. гл. 2). Жидкие отходы со столь низкой концентрацией радиоактивных веществ, попадая в водоем, еще более разбавляются, и концентрация их в водоеме оказывается существенно меньшей ДК*. Возможно, поэтому вопрос о распространении таких отходов в водоемах изучен менее подробно, чем, например, распространение газоаэрозольных выбросов в атмосфере, и пока нет надежных математических моделей, описывающих этот процесс.

*Из-за малости приземных концентраций, наблюдаемых на АЭС (10-13— 10-1* Ки/л), погрешность измерений достаточно велика и может составлять даже 200—300%.           г .

Различают водоемы-охладители открытые и замкнутые. Первые — это реки, моря; вторые — водоемы типа озера. При снабжении АЭС водой из реки забор воды делают выше по течению, а сброс — ниже. Поэтому воды, содержащие радиоактивные вещества даже в очень небольших количествах, повторно на АЭС не попадают. Слитые воды размешиваются в реке по закону
(7.4.24)
где Hг после И H\ д0 — концентрация i-ro радионуклида в реке и сбросе соответственно; G's — расход сбросных вод; G — расход воды в реке; а — коэффициент перемешивания воды, т. е. при малом количестве дебалансных вод и высоком расходе воды в реке концентрация радиоактивных веществ в реке может быть исчезающе малой. Такая именно ситуация наблюдается, например, на Нововоронежской АЭС. Море можно считать бесконечно большим по объему резервуаром с водой по сравнению с количеством сбрасываемых дебалансных вод. Но поскольку в прибрежной полосе в море нет течений, то перемешивание сброса с морской водой происходит менее интенсивно и принципиально возможно наблюдение факела сброса в морской воде. Если распространение факела происходит медленно, то возможно оседание радиоактивных веществ на дно и накопление их со временем на дне и в гидробионтах. Поэтому вопрос о распространении сброса в море требует внимательного изучения, а сами сбросы — тщательного нормирования.
Чаще АЭС снабжается водой из замкнутых водоемов-охладителей. Обычно это достаточно большое (объем равен примерно 10е ms, зеркало 10—15 км2) искусственное озеро, вода из которого на АЭС подается по подводящему каналу, а возвращается с АЭС по отводящему (рис. 7.6). В отводящий канал вместе с технической водой поступают дебалайсные воды. Процесс перемешивания дебалансных вод с технической водой в отводящем канале происходит так же, как и в реке. Водоем перегорожен струераспределительной и струенаправляющей дамбами, что обеспечивает определенную циркуляцию воды в водоеме.
Такие водоемы сооружены, например, на Чернобыльской и Курской АЭС. Процесс выглядит следующим образом. Вода из подводящего канала забирается на АЭС (техническая вода), охлаждает оборудование и поступает в отводящий канал, вместе с этой водой поступают дебалансные воды (если они есть). Дебалансные воды смешиваются с технической водой в отводящем канале, разбавляются и сливаются в. водоем, где разбавляются еще раз. Сильно разбавленные дебалансные воды как техническая вода поступают на АЭС, в отводящем канале принимают новую порцию дебалансной воды и т. д., т. е. принципиально концентрация радиоактивных веществ в водоеме-охладителе постоянно растет. Однако одновременно с этим идет процесс очистки воды в водоеме-охладителе. Он обусловлен естественным распадом радионуклидов, поглощением их гидробионтами, оседанием на дно, фильтрацией через дно и ограждающую дамбу, а также испарением воды, т. е. частичным уносом радионуклидов в атмосферу. Процесс очистки, особенно для долгоживущих нуклидов, отстает от процесса накопления, поэтому для таких АЭС сброс жидких отходов нормируют как по концентрации радионуклидов, так и по объему сбрасываемой воды, а для водоема-охладителя устанавливают контрольную концентрацию радионуклидов в воде, рассчитанную с учетом дозовой квоты, выделенной на облучение за счет источников излучения АЭС (см. гл. 3).

Схема водоема-охладителя АЭС
Рис. 7.6. Схема водоема-охладителя АЭС

Математическая модель, описывающая процесс распространения и накопления радиоактивных веществ в замкнутом водоеме-охладителе, должна включать в себя в качестве подсистемы не только сам водоем, но и АЭС и учитывать как пространственные, так и временные характеристики процесса. Предварительные исследования процесса с помощью подобных моделей показывают, что при правильно организованном сбросе дебалансных вод и реальной очистке водоема концентрация радионуклидов в воде водоема за весь срок службы АЭС не достигает контрольной.

Распространение трития в водоеме-охладителе и атмосфере.

В качестве примера подхода к задаче о радиоактивном загрязнении окружающей среды отходами АЭС, когда рассматривается единая система «АЭС—окружающая среда», включающая в себя такие подсистемы, как АЭС, атмосфера, водоем-охладитель, рассмотрим задачу о распространении и накоплении в объектах внешней среды трития, образующегося на АЭС с реактором канального типа, например с РБМК. Модель, описывающая распространение трития, рассматривает тритий, существующий на АЭС, в виде воды, поэтому водообмен между подсистемами АЭС и окружающей среды является основным механизмом распространения трития.
схема динамической модели образования и накопления трития на АЭС
Рис. 7.7. Структурная схема динамической модели образования и накопления трития на АЭС с РБМК

Структура модели показана на рис. 7.7, она содержит восемь блоков-подсистем. В блоке КМПЦ происходит образование трития за счет как активации примесей теплоносителя, так и поступления трития из твэлов (см. п. 7.3.4). Организованные и неорганизованные протечки КМПЦ переводят часть трития qlb в СОВ, определенная доля его дг7 уходит через спецвентиляцию в атмосферу. Доля трития <716 из КМПЦ поступает в ПКТ, разбавляется подпиточной водой из СОВ в блоке смешения и возвращается в КМПЦ — доли ?бв и 9п. Из блока ПКТ часть трития поступает в СОВ и часть — в атмосферу. В контуре СУЗ тритий образуется за счет реакций активации часть его д2Ь поступает с протечками в СОВ и часть д52—из СОВ с подпиточной водой. В блоке ГК тритий образуется также за счет реакций активации, часть его q37 поступает в атмосферу, а часть — в СОВ. В блоке ВО тритий не образуется, он поступает туда при сбросе дебалансных вод, и количество его дЪ9 определяется количеством дебалансных вод. Количество трития, забираемого на АЭС из ВО, qeb определяется количеством воды, принимаемой химводоочисткой (ХВО) АЭС. Обмен тритием ВО с другими объектами окружающей среды происходит за счет фильтрации воды из ВО qe и подпитки водоема из других источников воды с естественным тритием q обмен ВО тритием с атмосферой определяется испарением qe7 и поступлением из атмосферы q76. В атмосферу тритий поступает из КМПЦ qi7t КПТ qi7 и ГК q<i7.         
Поведение трития в блоках описывается следующей системой балансных уравнений:

В этой системе уравнений приняты следующие обозначения: At — количество трития (Ки).в t-м блоке в момент времени t (i = 1,..., 8); pi — скорости поступления трития (Ки/с) по А-му каналу (реакции образования) в t-м блоке (i = 1,2,3); Mi— количество воды (кг) в i’-м блоке; V—объем газового контура (л); jj,—коэффициент, учитывающий влажность газа в ГК. м3/кг; О — скорость поступления трития в атмосферу за счет внешних источников его образования, Ки/с Щ — масса влаги, поступающей из атмосферы в ВО, кг; X — постоянная распада трития, с-1.


Р и с. 7.8. Результаты расчета накопления трития при работе АЭС с РБМК в контуре многократной принудительной циркуляции (/), контуре СУЗ (2), газовом контуре (5), системе оборотного водоснабжения (4) и  в водоеме-охладителе (5)

Некоторые параметры этой модели (gll7 qZb, q6, Mj и др.) имеют статистическую природу и должны быть определены по результатам длительных наблюдений в условиях конкретной АЭС. Тогда система (7.4.25) решается обычным способом. Другой путь решения системы уравнений (7.4.25) — параметрическая идентификация — не требует длительных наблюдений за параметрами, подверженными статистическим флюктуациям, но для его реализации необходима экспериментальная информация об Ai в некоторые моменты времени t. Выбор того или иного подхода к решению уравнений (7.4.25) зависит от того, какой информацией располагают, но не зависимо от способа решения модель позволяет получить зависимости Ах (t) и прогнозировать содержание трития как в технологических средах АЭС, так и в объектах внешней среды (рис. 7.8). Применение модели к действующей АЭС с целью проверки подтвердило правильность ее функционирования.
Подобный подход пригоден к описанию распространения любого радионуклида в системе «АЭС — окружающая среда». Он рассмотрен на примере окисленных форм трития только потому, что для них наиболее просто выглядит система балансных уравнений: связи между блоками определяются только водообменом. Для любого другого нуклида необходимо учесть его необратимое (по отношению к другому блоку) накопление в блоке, очистку в блоке, коэффициенты распределения между паром и водой и прочие параметры, связанные как с физическими, так и с химическими свойствами нуклида и технологической среды.



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