Основы радиационной безопасности атомных электростанций - Радиоактивные выбросы и сбросы действующих АЭС

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.