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

Радиоактивные выбросы и сбросы действующих АЭС - 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

Радиоактивные выбросы и сбросы всех действующих АЭС таковы, что они обусловливают вполне благоприятную радиационную обстановку в районах размещения АЭС. Выбросы АЭС СССР существенно меньше ПДВ, установленных СП—АЭС—79. В среднем по всем действующим АЭС можно отметить тенденцию постоянного уменьшения мощности выброса вновь вводимых в строй АЭС, связанную с совершенствованием технологического оборудования и очистных устройств. Правда, это утверждение в большей мере относится к АЭС Советского Союза, чем к АЭС мира в целом. Каких-либо закономерностей, связывающих мощность выброса с мощностью АЭС и ее энерговыработкой, не наблюдается. Очевидно, это связано с качеством и типом установленного на АЭС очистного оборудования и качеством технологического оборудования. Поскольку мощность выброса определяется нуклидами осколочного происхождения, то мощность выброса зависит от качества твэлов, количества дефектных твэлов, эксплуатируемых в активной зоне реактора, и, как следствие, активностью теплоносителя, его протечками. Естественно, что все это мало связано с мощностью АЭС, продолжительностью ее работы. Можно отметить, что в общем мощность выброса одноконтурных АЭС несколько больше мощности выброса АЭС, работающих по двухконтурной схеме. Но в то же время известны примеры, которые показывают, что есть реальная возможность приблизить мощность выброса одноконтурных АЭС к мощности выброса двухконтурных. Пока трудно говорить о конкретных рекомендациях по реализации такого мероприятия и его стоимости. В этом направлении проводятся исследовательские работы, и можно надеяться, что будут найдены такие пути, которые позволят без существенных затрат приблизить мощность выброса одноконтурных АЭС к мощности выброса двухконтурных.
РБГ. Известно, что при делении урана при энерговыработке 1 МВт* сут в твэлах образуется около 25 н*см3 РБГ, которые через неплотности в оболочках твэлов поступают в теплоноситель, а с ним — в помещения АЭС при протечках и далее в вентиляционную систему, а также в эжекторные газы турбоагрегатов и через очистные сооружения РБГ выбрасываются в атмосферу.
Среднее значение нормализованной мощности выброса, т. е. мощности выброса на 1 МВт-год выработанной электроэнергии, РБГ АЭС с реакторами PWR составляет 10—20 Ки/год, хотя разброс конкретного значения мощности выброса для отдельных АЭС весьма велик: от 194 (АЭС BR-3, Бельгия) до 3-10~4 Ки/год (АЭС «Сарри», США), т. е. мощность выброса РБГ отдельных АЭС различается в 10-6—10-7 раз. Естественно, что и годовой выброс РБГ разными АЭС меняется в широких пределах, например АЭС «Сарри» в 1974 г. выбросила 55 кКи, а АЭС «Палисейдс»— 3*10-6Ки, АЭС «Зайон-1,-2», — 19,4 кКи. В 1976 г., например, АЭС «Палисейдс» (США) выбросила 30 Ки РБГ, и АЭС «Терки-Пойнт-3,-4» (Турция), «Окони-1 ,-2,-3» (США) выбросили 1,5*10-4 и 4,4*10-4Ки соответственно. Четыре блока Нововоронежской АЭС в 1975 г. выбросили 25 кКи РБГ. Этот выброс в основном обусловлен блоками АЭС с несерийными реакторами (I, II блоки), III и IV блоки с серийными реакторами ВВЭР-440 (обусловливают примерно 5% выброса). Кольская АЭС (два блока с реакторами ВВЭР-440) в 1973—1975 гг. выбросила 0,3, 1,05 и 1,5 кКи РБГ соответственно, т. е. примерно столько же, сколько и Нововоронежская АЭС (III, IV блоки).
Суммарный (по всем АЭС с PWR) годовой выброс РБГ в 1974 г. составил 114, 9 кКи.
В выбросах РБГ АЭС с PWR доминирует относительно долгоживущий радионуклид шХе (Т1/2 — 5,245 сут) — обычно около 90%, вклад долгоживущего 86Кг (Тг/2 — 10,71 года) невелик и составляет приблизительно 1%; 9—10% достаточно равномерно распределяются по остальным нуклидам ПД; обнаруживается нуклид РБГ активационного происхождения 41Аг, вклад которого в мощность выброса равен примерно 0,2%.
Среднее значение нормализованной мощности выброса РБГ АЭС с реакторами BWR примерно в 120—150 раз превышает эту же величину для АЭС с PWR и составляет около 1300 Ки/год. Разброс этой величины для различных АЭС также весьма велик: от 10 (АЭС «Вюргассен», ФРГ, 1972 г,) до 14-108 Ки/год (АЭС «Гумбольдт-Бей», США, 1971 г.), т. е. различается на несколько порядков. Годовой выброс РБГ АЭС с BWR, естественно, различен для разных АЭС: в 1974 г. АЭС «Пич-Боттом» выбросила 0,2 кКи, а АЭС«Монтиселло»—1490 кКи, АЭС «Дрезден-1» — 98,4 кКи, тогда как в предыдущие годы ора выбрасывала примерно в 10 раз больше. В 1976 г. АЭС «Вермонт янки», «Дрезден-Ь, оМилстоун-b (США) выбросили 3-103, 4,5-105 и 5-105 Ки РБГ соответственно. Суммарный выброс РБГ всеми АЭС с BWR в 1974 г. составил около 6,5* 10+6 кКи.
АЭС с кипящими канальными реакторами, эксплуатируемые в СССР, выбрасывают РБГ в год в количествах, примерно соответствующих выбросам АЭС с BWR. Так, Белоярская АЭС с реакторами АМБ-100 и АМБ-200 в 1975 г. выбросила 57кКи РБГ, Ленинградская АЭС (два реактора РБМК-1000) — 230 кКи, Чернобыльская АЭС (два реактора РБМК-1000) в 1979 г. — 130 кКи. В среднем АЭС с серийными реакторами РБМК-1000 (Курская, Чернобыльская) в сутки выбрасывают 200—300 Ки РБГ.
Радионуклидный состав выброса АЭС с кипящими реакторами, работающих по одноконтурной схеме, существенно зависит от времени выдержки выброса в очистных устройствах. Газгольдеры выдержки на относительно старых АЭС с BWR обеспечивают эффективную задержку газов на 20—30 мин, а на более новых АЭС — на 60 мин и более. Поэтому основной вклад в мощность выброса вносят изотопы ксенона — около 75%, из которых 25% — 188Хе (Тцг — 5,245 сут), 15% — ^Хе (Т|/2 — 9,083 ч); на долю долгоживущего 86Кг приходится 10—12%. Вклад радионуклида активационного происхождения 41Аг— на уровне его вклада в мощность выброса АЭС с PWR, т. е. примерно 0,2%. На канадских АЭС с реакторами CANDU состав выброса иной: 41Аг — 45%; шХе — 40%, 135 Хе— 10% (ориентировочно).
131I. Нормализованная мощность выброса радиоизотопов йода и прежде всего 131I на АЭС с PWR составляет 0,05—0,5 мКи/год, а на АЭС с BWR —примерно в 10+6 раз больше, т. е. от 1 до 5 мКи/год. Годовой выброс 131I разными АЭС меняется в достаточно широких пределах, например на АЭС с PWR он меняется в 1973 г. от 6,7* 10-7 (АЭС «Зайон-1, -2», США) до 0,42 Ки (АЭС «Сан-Онофре-1», США), в 1976 г. — от 0,01 (АЭС «Янки Роув», «Ранчо-Секо» и др., США) до 0,27 Ки (АЭС «Окони-1, -2, -3»); на АЭС с реакторами BWR в 1976 г. — от 0,01 (АЭС «Вермонт янки», «Эдвин Хетч» и др.) до 0,97 Ки (АЭС «Пич Боттом-2, -3»), В среднем на АЭС с PWR выбросы составляли несколько единиц на 10“* Ки/год, а на АЭС в BWR — приблизительно в 10 раз больше. Суммарный годовой выброс (1974) г.) АЭС с PWR составил около 4,5 Ки, а АЭС с BWR — 30 Ки.
Нововоронежская АЭС в 1975 г. выбросила 2,5* 10i213Ч, Белоярская АЭС — 1,15, Ленинградская АЭС — 13, Чернобыльская АЭС (1979 г.) —0,3 Ки.
Химические формы 131I в выбросах — аэрозоли, органические соединения, элементарный йод — вносят различный вклад в мощность выброса. В частности, содержание наиболее проникающего компонента — йодистого метила — на разных АЭС меняется в достаточно широких пределах.
Радиоактивные аэрозоли. Количество выбрасываемых АЭС радиоактивных аэрозолей невелико, поэтому конкретной информации о мощности выброса аэрозолей мало. Нормализованный выброс аэрозолей на АЭС с реакторами PWR составляет 0,4 мКи/год и обусловлен в основном 88Rb; на АЭС с BWR эта величина больше. Естественно, в выбросах в виде аэрозолей присутствуют и другие нуклиды ПД и ПК, в частности нуклиды стронция (89Sr, 90Sr), цезия (134Cs, 187Cs), кобальта (60Co, 68Co). Так, АЭС «Обриггейм» (ФРГ, PWR) в 1968 г. выбросила (мКи) 68Co —2,8; 60Co — 6,1; 134Cs — 0,03; 137Cs — 0,17, а АЭС с BWR «Гудреминген» соответственно 1,1; 1,2; 1,1 и 2,3 мК этих нуклидов.
Нововоронежская АЭС в 1975 г. выбросила 134Cs и 137Cs в сумме 1,5* 10-2 Ки, 80Sr — 3,4-10-4 Ки; Кольская — 0,3 Ки аэрозолей — в основном 88Rb и 138Cs; Ленинградская 89Sr—0,14 Ки, 90Sr—5,8* 10-2 Ки.
Тритий и 14C. Нормализованный выброс трития на АЭС с PWR оценивается значением, равным примерно 0,1, а на АЭС с BWR — 0,05 Ки/год; существенно более высокое значение нормализованного выброса наблюдается на АЭС с тяжеловодными реакторами — до 600 Ки/год, Фактический годовой выброс трития как на АЭС с PWR, так и на АЭС с BWR меняется в весьма широких пределах: от нескольких долей до 103 Ки/г (АЭС «Окони-1,-2», США, 1974 г.) на АЭС с PWR и также от нескольких долей до ~102 Ки на АЭС с BWR.
Данных о выбросах 14C существенно меньше. Нормализованные выбросы радиоуглерода для АЭС с реакторами PWR и BWR составляют примерно 0,2 и около 0,5 Ки/год соответственно.
Жидкие радиоактивные отходы. В жидких радиоактивных отходах АЭС обнаруживаются радионуклиды коррозионного и осколочного происхождения. Количество сбрасываемых нуклидов сравнительно невелико и практически одинаково как для АЭС с PWR, так и для АЭС с BWR, а именно от 10 Ки до долей Кн. Например, в 1976 г. АЭС с BWR сбросили: «Милстоун-Пойнт-1»—9,65 Ки, «Дуан-Арнольд»— меньше 10-2 Ки, «Пилгрим» — 2,3 Ки, а АЭС с PWR: «Терки-Пойнт- 3,-4» — 8,65 Ки, «Янки Роув» — меньше 10-2 Ки, «Индиан-Пойнт»— 5 Ки и т. д. В жидких отходах содержится, как отмечалось, тритий. Его содержание в отходах АЭС с BWR в среднем не более десятков кюри («Вермоунт янки»—1,6, «Брунсуик-1 ,-2»—около, 6, «Дрезден-1»— 0,02, «Куод-Ситиз» — около 50 Ки и т. д.), а на АЭС с PWR — сотни кюри, в отдельных случаях—до 5*10®Kh («Янки Роув»—1,6* 10а, «Индиан-Пойнт» — 3,3* 102, «Хаддам-Нек» — 4,85* 103 Ки). Приведенные данные о сбросах трития также относятся к 1976 г. В более ранние годы сбросы активных жидких отходов (без трития) характеризовались следующими значениями активности, Ки/год: АЭС США—0,03 — 20, АЭС Великобритании —13—125, Италии — 3—12. АЭС ФРГ сбрасывали 131I в количествах 0,75—3 Ки/год при концентрациях его в отходах 10~12 — 10-14 Ки/л.
Жидкие сбросы АЭС с РБМК находятся примерно на таком же уровне, например, в 1979 г. они составили около 1,2 Ки, а в 1980 г. тысячные доли кюри, причем активность сбросов примерно на 50% определялась короткоживущим радионуклидом ПК 81Сг. Количество сброшенного 137Cs не превысило 0,05 Ки, а суммарная активность нуклидов стронция (89Sr, 9ttSr) была меньше 0,02 Ки. АЭС в ВВЭР, например Нововоронежская, жидких отходов в водоем (р. Дон) не сбрасывает.



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