Контроль радиоактивного облучения на АЭС Ловиза

ОПЫТ ЗАРУБЕЖНОЙ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

ЛЕГЧИЛИН П. Ф., инж.
В настоящее время в Финляндии одна треть электроэнергии производится четырьмя атомными энергоблоками — двумя с «кипящими» реакторами типа BWR электрической мощностью 730 МВт каждый (поставка шведской фирмы «Asia — Atom») и двумя (АЭС «Ловиза») с корпусными реакторами с водой под давлением типа ВВЭР-440 электрической мощностью по 465 МВт (поставщик В/О Атомэнергоэкспорт — СССР).
Таблица 1

Примечание. В числителе приведены данные по энергоблоку № 1, в знаменателе — № 2.
Проект АЭС «Ловиза» разработан владельцем электростанций — финской государственной энергетической компанией Иматра Войма ОИ (IVO). Сооружена АЭС в основном Финляндией с частичным привлечением некоторых стран Запада. Первый энергоблок электростанции введен в промышленную эксплуатацию в феврале 1977 г., второй — в октябре 1980 г. Таким образом, имеется более 20 реакторо-лет эксплуатационного опыта.
Несмотря на неплановые дополнительные работы, связанные с периодом освоения АЭС и модификацией некоторых ее систем после аварии на АЭС «Три-майл Айленд», увеличивших дозу облучения примерно на 3 человека-Зиверта (чел.-Зв), кумулятивная коллективная доза облучения обслуживающего персонала электростанции, включая прикомандированных специалистов, составила около 17 чел.-Зв, т. е. менее 0,9 чел.-Зв за 1 реакторо-год (табл. 1, рис. 1).
По сравнению с однотипными АЭС, оборудованными легководными реакторами, годовая коллективная доза облучения обслуживающего персонала на АЭС «Ловиза» в 10 раз ниже дозы, полученной персоналом АЭС США; она составляет по сравнению с дозой облучения АЭС Японии — 15 %, Франции — 40 %; она ниже дозы облучения АЭС Швеции, где до сих пор доза облучения считалась самой низкой в мире*. Максимальная годовая доза облучения на АЭС «Ловиза» составляет 2,19 чел.-Зв, минимальная для календарного года, включающего перегрузку топлива и текущие ремонтные работы при остановленном реакторе — 0,37 чел.-Зв.
До сих пор на АЭС «Ловиза» не зарегистрировано ни одного случая облучения кого-либо из обслуживающего персонала сверх допустимой дозы. Индивидуальная годовая доза облучения на этой электростанции в среднем составляет 1,5 мЗв на 1 реактор и максимальная (на 1 чел.) — 25 МЗв. Самые высокие дозы получили медицинские работники, рабочие-изолировщики и механики, т. е. персонал наиболее интенсивно занятый в период ревизий и перегрузки топлива.
Обычно с увеличением срока службы реактора доза облучения на АЭС повышается. Она также возрастает на станциях большой единичной мощности. Относительно невысокая мощность энергоблоков АЭС «Ловиза» и сравнительно короткий срок эксплуатации (12 лет) без сомнения создают хорошие условия для поддержания низких доз облучения, однако только этим не могут объясняться причины успехов финской АЭС, резко выделивших ее на фоне показателей других АЭС мира.
* Журнал Nuclear Engineering International, May, 1988.

Анализ показал, что низкая доза облучения на АЭС «Ловиза» объясняется в основном чрезвычайно низкими дозами радиационного излучения всех компонентов первого контура реакторных установок; особенностями проекта реакторных установок и АЭС в целом; порядком и системой обращения с радиоактивными отходами; административным порядком на АЭС и относительно короткими периодами простоя реакторов на перегрузку топлива и ревизию их компонентов. Рассмотрим эти положения несколько подробней. Дозы излучения. Контактная доза излучения на поверхности циркуляционных контуров реактора обычно ниже 1         мЗв/ч, а внутри входной и выходной камер парогенератора — в пределах 20—30 мЗв/ч. Специальное внимание при разработке реакторной установки было уделено конструктивным материалам, контактирующим с теплоносителем первого контура.
Таблица 2

Так, все компоненты циркуляционных контуров реакторов, соприкасающиеся с теплоносителем, за исключением оболочек топливных стержней, выполнены из высокосортной аустенитной нержавеющей стабилизированной титаном стали, обладающей высокой стойкостью к коррозионному воздействию, с содержанием кобальта 0,002— 0,004 %. Для оболочек топливных стержней применен циркониевониобиевый сплав с отношением 99:1.
В связи с этим отмечается чрезвычайно редкая утечка ядерного топлива в теплоноситель; до конца 1987 г. (за весь период эксплуатации АЭС) имело место только восемь случаев разуплотнения топливных стержней, в том числе в 1981 г. на энергоблоке № 1 — один, в 1983 г. на энергоблоке № 1 — два и энергоблоке № 2 — три и по одному на обоих энергоблоках в 1987 г. Индивидуальные дозы облучения, полученные обслуживающим персоналом по годам, мЗв, приведены в табл. 2.
Особенности проекта. Радиоактивные системы электростанции строго изолированы от нерадиоактивных, а помещения с повышенным уровнем радиации постоянно находятся под замком. Норма дозы излучения для каждого помещения классифицирована и обозначена различными цветами на входных дверях. Для доступа в помещения с дозой излучения выше 1 мЗв/ч (красный цвет) и пребывания в помещениях с дозой излучения более 0,0025 мЗв/ч (оранжевый цвет) свыше 1 ч требуется письменное разрешение. Таким образом, при нормальной работе электростанции радиоактивного облучения обслуживающего персонала практически не происходит. Обычная доза за нормальный календарный месяц не превышает 2—3 чел.-Зв на 1 реакторный блок.
Все отделочные поверхности помещения и емкостей станции выполнены с высоким качеством. Баковые пространства, полы и стенки сделаны из нержавеющей стали. В остальных помещениях все поверхности окрашены прочными экспозитными красками. Это позволяет упростить их очистку и ускорить (при необходимости) дезактивацию.
Работать в помещениях для постоянного пребывания обслуживающего персонала при уровне радиации, превышающем 10~4 мкКи/см2* не разрешается даже в защитной одежде.

Рис. 1. Годовая коллективная доза радиационного облучения штатного и прикомандированного персонала
Обычно парогенераторы реакторных установок АЭС являются одним из мест наибольшего радиационного облучения. Однако этого нельзя сказать о парогенераторах АЭС «Ловиза», конструкция которых полностью отличается от парогенераторов, примененных в большинстве реакторных установок PWR Запада. В каждом парогенераторе 5536 труб, однако почти за 20 реакторо-лет эксплуатации только одна из них вышла из строя.
Порядок обращения с радиоактивными отходами. Главными источниками радиационного облучения на каждой АЭС являются операции, связанные с радиоактивными отходами. На АЭС «Ловиза» они недоминирующие, так как отработанное топливо помещается в контейнер и немедленно возвращается поставщику тепловыделяющих элементов (Атомэнергоэкспорт). Обработка жидких отходов со средней активностью на станции пока не производится. Осадки испарения и отработанные ионообменные смолы сразу же переправляются в бак промежуточной выдержки, емкость которого до сих пор использована только на 15 %. В результате ряда осуществленных на АЭС мероприятий запас «активности» в настоящее время здесь самый низкий после 1981 г.
Естественный распад некоторых компонентов, составляющих радиоактивные отходы, в период их выдержки в баке промежуточного хранения позволяет при обработке их в будущем иметь дело только с частью «активности» по сравнению с тем, если бы эта операция производилась незамедлительно после удаления или даже через год.
Радиоактивные отходы с низким уровнем активности, обычно без разделения их по категориям, загружают в барабаны для дальнейшего захоронения. Таким образом, весь комплекс обращения с радиоактивными отходами на АЭС «Ловиза» продуман так, чтобы свести к минимуму облучение обслуживающего персонала.
Административный порядок. Работники электростанции работают в условиях жесткого административного распорядка и хорошо соблюдают дисциплину. Ни один человек не курит на контролируемой территории и не работает без дозиметра. Каждый рабочий знает, что ни к одной задаче на контролируемой территории он не имеет права приступить без письменного разрешения, где должны быть указаны и все необходимые для операции защитные средства.
Медицинская группа для обслуживания двух энергоблоков состоит из 10 чел.

Рис. 2. Длительность простоя, связанного с перегрузкой топлива и плановой ревизией оборудования
На период останова реактора она увеличивается в основном за счет студентов-медиков последнего курса Государственного университета Финляндии.
На АЭС применяется действенная временная дозиметрия — RTD и тревожная дозиметрия для постоянной регистрации доз люминесцентными дозиметрами — LTD. Обе эти системы изготовлялись на предприятиях Финляндии. Система RTD используется временно, в период простоя реакторов и только на ограниченном пространстве контролируемой территории. Она дает возможность контролировать для отдельной группы или задачи, например, индивидуальные или коллективные дозы на дневной основе, что помогает медперсоналу или администрации своевременно принять необходимые меры, если где-нибудь дозы облучения начнут быстро увеличиваться.

Рис. 3. Схема входа на контролируемую территорию АЭС (и выхода) для посещения кафетерия без смены защитной одежды:
1 — мытье рук; 2 — проверка верхней одежды и обуви на радиационное загрязнение; 3 — выход; 4 — проход в гардеробную; 5 — кафетерий и туалеты; 6 — смена обуви; 7 — выход из гардеробной; 8 — вход; 9 — проход на контрольную территорию.
Таблица 3

Примечания. 1. 1. В числителе приведены данные, полученные на пленочных дозиметрах, в знаменателе — на дозиметрах типа TLD.
2. В скобках указана доля (%) общего числа облученных, при этом данные получены только на пленочных дозиметрах; международная рекомендуемая норма — менее 10 %.
Длительность останова. Около 95 % всех доз облучений на АЭС «Ловиза» приходится на период останова реакторов, из них 85 % — на перегрузку ядерного топлива. Поэтому сокращению времени простоя реакторов до минимально возможного здесь уделено очень большое внимание. За счет лучшей организации труда в процессе перегрузки топлива и тщательной материальной и технической подготовки перед остановом во многих случаях этот период за последние годы сокращен с обычно требовавшихся пяти недель до трех* (рис. 2).

*Журнал Nuclear Engineering International, January, 1986.

Продолжительный останов блоков, вызываемый необходимостью удаления из корпуса реактора всех топливных сборок и внутрикорпусных устройств для внутренней его инспекции, планируется каждые четыре года. Такие остановы были осуществлены в 1980 и 1984 гг. на энергоблоке № 1 и в 1986 г. на энергоблоке № 2. Соответствующее увеличение доз облучения за эти годы можно видеть из табл. 1 (коллективные дозы облучения) и табл. 2 (индивидуальные дозы).
Холодный климат Финляндии и развитая лесная промышленность вызывают повышенный спрос на электроэнергию, который может быть удовлетворен только за счет атомной энергии или за счет сжигания привозного дорогого ископаемого топлива. Один день простоя атомного энергоблока АЭС «Ловиза» стоит около 200 тыс. долл.
Подготовка к останову реактора на плановую перегрузку топлива и текущий ремонт начинается за несколько месяцев до его начала. Главные операционные элементы, все технологические и временные зависимости (включая фазы охлаждения реактора) вводятся в компьютер, группируются в несколько трехсотенных пакетов (с разбивкой до 4 тыс. рабочих операций), которые затем оптимизируются по потребности в рабочей силе.
В процессе проведения работ, если какие-то события на критическом пути сетевого графика осуществляются быстрее запланированного времени, делается новая пробежка (ран) компьютера и устанавливаются новые временные лимиты для всех рабочих операций. Сэкономленное таким образом время может быть своевременно использовано для сокращения срока простоя, а значит, и доз облучения.

Рис. 4. Дозы облучения на АЭС «Paks»:
а — коллективная доза радиационного облучения, отнесенная к производству электроэнергии; б — коллективная доза облучения в период простоя АЭС; в — сравнительная коллективная доза облучения, нормализованная по производству электроэнергии по 10 странам, эксплуатирующим АЭС с реакторами типа PWR мощностью более 400 МВт:
1 — Бельгия; 2 — Франция; 3 — Финляндия; 4 — ФРГ; 5 — Нидерланды; 6 — Япония; 7 — Швеция; 8 — Швейцария; 9 — США; 10 — Венгрия

В организации работ продумано все, даже рационализация перерыва на обед. После мытья рук рабочие проходят через портальный монитор, где проверяются на радиационное загрязнение верхняя одежда и обувь, и если это загрязнение не превышает лимита, не переходя границу «Смены обуви», они могут пройти в кафетерий и туалеты (рис. 3) и возвратиться на контролируемую территорию параллельным проходом, не заходя в раздевалку. Лимит для «загрязнения» одежды — 10-4 мкКи/см2.
Суммируя все изложенное, можно сказать, что ключевыми факторами, позволяющими АЭС «Ловиза» работать с самыми низкими среди АЭС мира дозами облучения, являются следующие:
низкий уровень радиационного излучения атомных компонентов АЭС вследствие тщательного выбора конструкционных материалов первого контура реакторной установки. Особо следует отметить удачно спроектированную систему химической обработки теплоносителя, повышенную производительность установки для его очистки и умеренную, избегающую переходных режимов эксплуатацию реакторных блоков. Последнее обстоятельство в известной степени благоприятно сказывается на цельности оболочек топливных стержней, предотвращая попадание в теплоноситель ядерного топлива. Радиационное излучение на АЭС «Ловиза» по сравнению с большинством АЭС США и Западной Европы
в 1,5—3 раза ниже;
время облучения на АЭС «Ловиза» снижено, по крайней мере, в 2 раза по сравнению с типовыми АЭС, поскольку годовой коэффициент использования установленной мощности этой станции (для обоих энергоблоков) превышает 90%. Предельно сокращен срок перегрузки топлива благодаря заблаговременной его подготовке и хорошей организации работ;
площади и объемы помещения АЭС достаточно велики и хорошо экранированы с надежным отделением радиоактивных от нерадиоактивных. Строго ограничен контролируемый доступ в радиоактивные помещения.
Все это вместе обеспечило уровень облучения обслуживающего персонала, коллективная доза которого в течение месяца нормальной работы менее дозы естественной радиации вне пределов электростанции за этот же период.
Для читателей журнала определенный интерес представило бы сравнение радиационной обстановки на АЭС «Ловиза» с данными радиационной обстановки на отечественных АЭС, оборудованных реакторами ВВЭР-440. Однако попытка получить эти данные для автора оказалась безуспешной. Вместо них приводятся сводные показатели радиационного облучения на венгерской АЭС «Paks» (рис. 4, табл. 3), где задействованы четыре энергоблока с реакторами аналогичного типа (введены в эксплуатацию: первый — в 1982 г., второй — в 1984 г., третий — в 1986 г. и четвертый — в 1987 г.). Предельные дозы радиационного облучения здесь базируются на принципах, заложенных Международной комиссией по защите от радиационного облучения, и нормах, установленных национальным законодательством.
Отмечается, что около 90 % коллективной дозы облучения приходится на периоды перегрузки топлива и плановопредупредительных осмотров  (рис. 4,6).