Содержание к диссертации
Введение
1. Радиационная защита персонала при нормальной эксплуатации АЭС. 12
1.1.Обзор развития атомной энергетики и новые подходы к нормированию радиационного воздействия на персонал АЭС 12
1.2. Меры, направленные на снижение облучаемости персонала АЭС 19
1.3. Методология принципа ALARA 33
1.3.1 Основные положения 33
1.3.2. Организация работ по ALARA. 34
1.3.2.1. Вовлечение персонала в работу. 35
1.3.2.2. Выбор работ, планирование. 37
1.3.2.3. Подготовка к работе 38
1.3.2.4. Выполнение работ 40
1.3.2.5. Анализ и оценка работ, учет полученного опыта 41
1.4.Инструментарий принципа ALARA 42
1.5 Выводы по Главе I. 47
2 Защита населения и окружающей среды при нормальной эксплуатации АЭС. 48
2.1. Общие положения 48
2.2. Современные подходы к обоснованию допустимых газо-аэрозольных радиоактивных выбросов в атмосферу при нормальной эксплуатации АЭС 49
2.3. Расчет допустимых радиоактивных газо-аэрозольных выбросов АЭС в атмосферу. 57
2.3.1. Метод расчета допустимого выброса. 58
2.3.2 Анализ путей облучения 63
2.3.3. Критическая группа 64
2.3.4. Расчет коэффициентов переноса 67
2.3.4.1. Внешнее облучение от облака 67
2.3.4.2.Внешнее облучение от выпадений 68
2.3.4.3.Внутреннее облучение по ингаляционному пути 69
2.3.4.4.Внутреннееоблучение по пероральному пути 69
2.4. Расчет и обоснование допустимых выбросов в атмосферу для АЭС с РВМК. 72
2.4.1. Фактическиерадиоактивные газо-аэрозольные выбросы АЭС в атмосферу 72
2.4.2. Дифференциальные допустимые выбросы АЭС в атмосферу различных радионуклидов 76
2.4.3. Вклад различных долгоживущих радионуклидов в годовую эффективную дозу облучения населения от аэрозольных выбросов АЭС 79
2.4.4 Расчет и обоснование годовых допустимых радиоактивных газо-аэрозольных выбросов АЭС с РБМК в атмосферу 81
2.5. Расчет и обоснование допустимых выбросов в атмосферу для АЭС с ВВЭР. 89
2.5.1. Фактические радиоактивные газо-аэрозольные выбросы АЭС в атмосферу. 89
2.5.2. Дифференциальные допустимые выбросы АЭС в атмосферу различных радионуклидов 92
2.5.3. Вклад различных долгоживущих радионуклидов в годовую эффективную дозу облучения населения от аэрозольных выбросов АЭС 96
2.5.4. Расчет и обоснование годовых допустимых радиоактивных газо-аэрозольных выбросов АЭС с ВВЭР в атмосферу 98
2.6. Обоснование допустимых выбросов в атмосферу для АЭС с БН-600. 101
2.6.1. Фактические радиоактивные газо-аэрозольные выбросы в атмосферу 101
2.6.2. Дифференциальные допустимые выбросы в атмосферу различных радионуклидов 103
2.6.3. Обоснование годовых допустимых радиоактивных газо-аэрозольных выбросов АЭС с БН-600 в атмосферу. 104
2.6.4. Выводы по Главе П. 110
3 Защита населения и окружающей среды в случае аварий на АЭС. 113
3.1.Основньїе положения. 113
3.2.Расчетное обоснование Производных критериев 115
3.2.1. По объемной активности радиойода в воздухе. 115
3.2.2. По мощности дозы гамма-излучения. 117
3.3. Производные критерии для принятия решения о мерах защиты населения 118
3.4. Критерии для объявления на АЭС состояний "аварийная готовность" и "аварийная обстановка". 120
3.5 Выводы по Главе III 122
Заключение 126
- Меры, направленные на снижение облучаемости персонала АЭС
- Выполнение работ
- Расчет коэффициентов переноса
- Дифференциальные допустимые выбросы АЭС в атмосферу различных радионуклидов
Меры, направленные на снижение облучаемости персонала АЭС
Предвидя предстоящее ужесточение нормативов по облучаемости персонала АЭС, концерн Росэнергоатом (Эксплуатирующая организация российских АЭС) заблаговременно начал проводить политику по снижению облучаемости. Первым и весьма эффективным мероприятием оказалось директивное, приказом Эксплуатирующей организации, установление контрольного уровня (КУ) облучения персонала и командированных на АЭС лиц. Последовательно, в 1992, 1994 и 1996 гг., по инициативе автора были установлены КУ, равные 4, 3 и 2 сЗв (бэр), соответственно. Не всем на АЭС это нравилось, поскольку, согласно Норм и Правил по радиационной безопасности, установление КУ по любым радиационным параметрам является прерогативой администрации предприятий (АЭС) и местных органов Госсанэпиднадзора России (Главный государственный санитарный врач объекта). Мы ужесточили порядок установления КУ по облучению персонала, закрепив это право за Эксплуатирующей организаций в Основных правилах обеспечения эксплуатации атомных станций [ 19 ]. Считаем, что это решение было правильным. После утверждения Госсанэпиднадзором России в апреле 1996г. новых Норм радиационной безопасности (НРБ-96) и выхода приказа Министра РФ по атомной энергии (от 12.07.96г. № 413) о вводе в действие НРБ-96 ( приказ по концерну Росэнергоатом от 14.08.96г. № 154) начался собственно переходный период на требования новых Норм. Уже в октябре 1996г., после изучения и анализа положений НРБ-96, Эксплуатирующая организация разработала и ввела распорядительным документом разработанный автором «Перечень мероприятий, обеспечивающий переход на новые дозовые пределы облучения персонала АЭС и выполнения других требований НРБ-96». Реализация данных мероприятий в подразделениях концерна и на АЭС была рассчитана на 1996-1999гг.
Поскольку более жесткие (в 2.5 раза) пределы облучения персонала АЭС были основным, но не единственным нововведением в НРБ-96, разработанный перечень мероприятий охватывал более широкий, чем только снижение облу-чаемости, круг вопросов, который был разбит на 3 большие группы: І.Организационньїе мероприятия Основные среди них: приведение действующей нормативной и технической документации в соответствие с НРБ (СП-AC, ОПЭ АС, ПРБ-АС и др. станционного уров-ня);создание межведомственного Совета по радиационной безопасности при концерне Росэнергоатом; введение с 01.01.1997г. контрольного уровня (КУ) облучения, равного 2 бэр; освобождение Отделов РБ АЭС от всех обязанностей, не связанных с выполнением основных функций (исключение вопросов по охране труда и технике безопасности, пожарной безопасности, контролю герметичности оболочек ТВЭЛ и др.); формирование в ОРБ АЭС групп анализа и планирования облучаемости (аналог группы ALARA на зарубежных АЭС); разработка или переработка методического обеспечения радиационного контроля; участие в организации и проведении семинаров по изучению НРБ-96; изучение и использование зарубежного опыта применения принципа ALARA; периодическое комиссионное обследование АЭС и ежегодная оценка состояния облучаемости и готовности АЭС к переходу на новые дозовые пределы облучения. 2. Мероприятия, направленные на улучшение радиационной обстановки. Основные среди них: замена конструкционного материала дистанционирующих решеток тепловыделяющих сборок на циркониевые сплавы с целью уменьшения количества кобальта в активной зоне реакторов; выполнение НИОКР с разработкой соответствующих мероприятий по определению количества радиоактивных отложений в зависимости от рН теплоносителя; НИОКР по совершенствованию водно-химического режима теплоносителя для АЭС с ВВЭР и РБМК, по разработке методов дезактивации контуров и оборудования и др. 3. Мероприятия, направленные на уменьшение времени пребывания персонала в полях ионизирующих излучений. Основными среди них являются разработка или закупка дистанционных автоматизированных инструментов и приспособлений (робототехники). Определенный прогресс в этом направлении уже достигнут: разработана конструкторская документация на лазерный технологический комплекс для резки крупногабаритного оборудования АЭС и изготовлен опытный образец манипулятора; разработаны и изготовлены четыре манипулятора для токовихревого контроля трубок парогенераторов (ПГ); разработан и изготовлен автомат для сварки торцевых соединений труб при замене каналов СУЗ РБМК-1000; разработано учебно-методическое обеспечение и опытный стенд для измерения зазора между стенкой технологического канала (ТК) и графитовой кладкой, а также для измерения диаметра и овальности ТК РБМК-1000; изготовлены и поставлены на АЭС гайковерты для уплотнения коллекторов ПГВВЭР-440; изготовлена и поставлена на АЭС оснастка для ремонтов трубопроводов и арматуры; выполнен проект 1-ой очереди Центра подготовки ремонтного персонала на базе Смоленского УТЦ.
Однако, чтобы существенно улучшить положение с облучаемостыо ремонтного персонала за счет использования дистанционного и автоматизированного инструмента и приспособлений, атомным станциям, по экспертной оценке специалистов АЭС и концерна, необходимо вложить около 60 млн. долл. США. В части выполнения ранее названных групп мероприятий также ведется работа: пересмотрены ОПЭ АС; ведется пересмотр СП-АС-88/93 [ 20 ] с включением в них значений допустимых газо-аэрозольных выбросов в атмосферу, рассчитанных автором исходя из уровня пренебрежимого риска ( 10"6 в год), подготовлена 2-ая редакция ПРБ-АС-99; межведомственный Совет по радиационной безопасности (РБ) функционирует с 1997г.; КУ облучения персонала, равный 2 сЗв (бэр) введен с 01.01.97г. Указанием от 16.12.96г. № 173ук по согласованию с ФУМБЭП при Минздраве России (Шамов О.И.). С 01.01.2000г. установлено значение КУ, равное 20 мЗв/год в единицах эффективной дозы; структура Отделов ОТиТБ АЭС пересматривается в соответствии с утвержденным Минатомом России (приказ по Минатому России от 10.09.98г. № 600, приказ по концерну от 19.11.98г. № 239) "Типовым положением о Службе радиационной безопасности предприятий Минатома РФ" [ 21 ]; в рамках проекта МАГАТЭ все руководители Служб РБ АЭС (ООТи ТБ или ОРБ) в течение 1997-99гг. приняли участие в семинарах по применению принципа ALARA на АЭС. Материалы семинаров изданы МАГАТЭ книгой на русском языке "Управление работами в атомной энергетике"[ 22 ], разработано методическое пособие по применению принципа ALARA на АЭС на основе издания МАГАТЭ -"ALARA - from theory towards practice" [ 23 ]; оценка состояния облучаемости персонала дается автором в ежегодных отчетах Дирекции по радиационной безопасности концерна «Росэнергоатом» [ 24-32]. Разработанный автором и введенный в установленном порядке Эксплуатирующей организацией «Перечень мероприятий...» являлся типовым, на ос- нове которого АЭС разрабатывали и реализовывали свои собственные мероприятия по переходу на НРБ-96. Благодаря целенаправленной работе подразделений концерна и АЭС по реализации «Перечня мероприятий...» положение с облучаемостью персонала и командированных на АЭС лиц в последние годы улучшается, что может быть проиллюстрировано следующими данными (Таблица 1.2) [ 32 ]
Выполнение работ
Считается , что хороший работник должен сам участвовать в деле снижения дозовых затрат, выполняя работу качественно и с низкими дозовыми затратами. Работник, обученный ALARA-мышлению, избегает облучения автоматически, постоянно и при любых обстоятельствах. Самые большие потери времени, а следовательно и рост облучаемости, приносят повторные выполнения одной и той же работы. В этой связи очень хорошо сформулирована мысль в следующем постулате: "Никогда не хватает времени, чтобы сделать работу хорошо сразу, но всегда найдется время сделать эту работу дважды". Список работ, которые выполняются дважды может включать: 1) простые работы, такие как сварка, когда после проверки качества сварного шва работа выполняется повторно; 2) большая ошибка - неудачное соединение привода системы управления и защиты с органом регулирования (на АЭС с ВВЭР) и в результате чего производится повторное разуплотнение реактора и следует неделя дополнительной работы. Избежать переделок - означает сэкономить деньги и дозы. При непосредственном выполнении работ важным является: контроль за ходом выполнения работ (производитель и руководитель работ, дежурный дозиметрист, руководитель подразделения, наблюдающий); контроль за радиационной обстановкой; контроль за допуском в зону строгого режима во время ремонтов и времени нахождения там(опыт введения должности "вышибалы" на американских АЭС); сокращение "транзитных" доз (доз, получаемых на этапе подготовки рабочего места, а также доз во время работы, но вне рабочего места); выполнение работ в местах, где мощность дозы излучения минимальна; создание "зеленых" зон (т.е. зон вне действия источников радиации) для перерывов. 1.3.2.5. Анализ и оценка работ, учет полученного опыта В системе Управления работами эта стадия является заключительной и, одновременно, первой, поскольку процесс планирования и выполнения работ непрерывен. Обратная связь между людьми, планирующими работы и непосредственными исполнителями должна быть максимально полной.
Это так называемый "внутренний" уровень связи, однако очень полезным может быть и "внешний" уровень обратной связи - обмен данными по результатам выполнения работ на других российских и зарубежных АЭС. Оценка работ должна быть многоплановой и комплексной. Дозиметрические показатели (индивидуальные и коллективные дозы облучения) должны быть увязаны с другими показателями: трудоемкостью работ (чел.час) временем выполнения работ; количеством персонала; объемом повторных работ; временем задержек Обратная связь должна быть настолько действенной, насколько это возможно. Анализ результатов работ может потребовать присутствия на АЭС персонала подрядных организаций после окончания ими работ, соответственно оплачивая их дополнительное присутствие на АЭС. По крайней мере, на зарубежных АЭС, где система Управления Работами применяется , руководство АЭС идет на эти дополнительные затраты. Анализ выполнения работ особенно важен для часто повторяющихся работ, и все результаты их выполнения должны подвергаться анализу, протоколированию и последующему использованию при планировании работ. ІЛИнструментарий принципа ALARA При планировании радиационно-опасных работ с использованием методологии принципа ALARA часто возникает вопрос о выборе оптимального варианта их выполнения с точки зрения "затраты - выгода". Применительно к обеспечению радиационной безопасности этот вопрос стоит так: "Какие затраты на осуществление радиационной защиты персонала готово понести предприятие (АЭС), чтобы снизить облучение персонала на определенную величину?". Понятно, что при нулевых затратах (имеются в виду дополнительные затраты сверх предусмотренных Санитарными правилами) на реализацию защи- ты дозовые затраты будут максимальными, и наоборот, можно существенно снизить облучаемость , но цена этого снижения окажется неприемлемой.
Между двумя этими вариантами может существовать множество других вариантов, среди которых нужно выбрать оптимальный.[ 38 ]. Для численного решения этой многовариантной задачи разработаны математические методы (Cost-Benefit Analysis и др.), которые позволяют найти ответ на поставленный вопрос. Именно для использования этого и подобных методов необходимо знание величины стоимости единицы облучения ( положим в единицах "долл. США/чел.мЗв), получившей в зарубежной литературе название денежного эквивалента единицы коллективной дозы - "коэффициент а". Для выбора оптимального варианта выполнения радиационно-опасной работы в общем виде решению подлежит уравнение: С = Х+ ocS Где: С - полная стоимость выполнения работ, которая должна быть минимальной (долл. США); X - стоимость выполнения защитных мероприятий (долл.США); S - коллективная доза на выполнение работ (чел.мЗв); а - стоимость единицы дозы облучения (долл/чел.мЗв). Самый грубый метод оценки величины коэффициента а дает нам НРБ-99 (п.2.7) из которого следует, что облучение в коллективной дозе 1 чел.Зв приводит к потенциальному ущербу, равному потере 1 чел.года жизни, т.е. 1 чел.мЗв = 0.001 стоимости годового Валового внутреннего продукта (ВВП), приходящегося на 1-го жителя страны. Данный подход основан на использовании метода "человеческого капитала", т.е. метода, учитывающего потерю потенциальных благ, которых лишается общество при преждевременной смерти производящего их человека. Значение коэффициента а, вычисленное с помощью этого метода представляет собой минимальную сумму, которую нужно затратить, чтобы избежать прежде- временной смерти и увеличивающуюся вместе со стоимостью затрат на социальные нужды. Тем не менее, данный метод оценки денежного эквивалента рекомендован МАГАТЭ и используется с некоторыми уточнениями в ряде стран. Исходя из данного определения, следует также то, что величина а является относительной и зависит от уровня социально-экономического развития страны, организации или предприятия, в зависимости от того, для кого устанавливается значение величины а. Исходя из данных о величине внутреннего валового продукта (ВВП) России и АЭС концерна Росэнергоатом в 1998г., численности населения и персонала (для России - всего населения, для АЭС - численности персонала категории "А") были определены значения коэффициента а, приведенные в Таблице 1.7.(использован курс: 1 долл.США = 25 руб.) [ 39 ].
Расчет коэффициентов переноса
Центральную роль при определении {ДВГ} играет расчет функционалов F ги(х j) для различных путей облучения j лиц из группы 1 от выброса радионуклида г. Расчет функционала F ГА(Х ), связывающего активность выброса r-го нуклида с годовой дозой внешнего облучения от облака на расстоянии х сектора направления ветра j проводится по формуле: где кс - коэффициент, учитывающий эффекты экранирования у-излучения от радиоактивного облака зданиями и неполного пребывания на открытой местности, равный для городского и сельского населения 0,4 и 0,76, соответственно; GTj(x) - долговременный метеорологический фактор разбавле-ния для радионуклида г на расстоянии х, с/м ;[66]. RA - коэффициент дозового преобразования при облучении от облака для ра- дионуклида г, Зв-м /(Бк с). 23.4.2.Внешнее облучение от выпадений Расчет функционала F rs(xj), связывающего активность выброса r-го нуклида с годовой дозой внешнего облучения от его выпадений на почву на расстоянии х сектора направления ветра j проводится по формуле: где ki -. коэффициент, учитывающий рельеф местности; к2 - коэффициент, характеризующий среднегодовое влияние снежного покрова на дозу внеш-него облучения; kg - коэффициент, учитывающий эффекты экранирования у-излучения от радиоактивных выпадений зданиями и неполного пребывания на открытой местности, равный для городского населения 0,4 и для сельского населения - 0,64; kr - коэффициент, учитывающий радиоактивный распад и заглубление нуклида г в почву; Frg(xj) и Frw(xJ) - долговременный фактор турбулентного осаждения и вымывания осадками радионуклида г, соответственно, м"2 ; Rrs - коэффициент дозового преобразования при облучении от загрязне-ния почвы радионуклидом г, Зв-м /(Бк-е).
На формирование внешнего облучения значительное влияние оказывает шероховатость подстилающей поверхности. По данным [ 60 ] травяной покров или неровности на поверхности почвы приводят к снижению мощности дозы гамма-излучения, по сравнению с идеальной гладкой поверхностью, в 2 раза. На основе обработки большого массива экспериментальных данных и сравнения их с расчетными в работе [ 67 ] введен множитель ki = 0,67 для гладких типов поверхности почвы, для более распространенных ландшафтов должен применяться коэффициент ki = 0,54. В работе [ 68 ] рекомендуется принимать коэффициент кг, равным для малоснежной зимы 0,9; среднеснежной - 0,85; многоснежной - 0,8. Коэффициент кг определяется выражением: где Ат- постоянная радиоактивного распада нуклида г, с" (см. табл.2.4); А-ь- постоянная биологического выведения, равная 1,27-10"9 с"1; Т - время эксплуатации АЭС, сек [ 61 ]. Расчет функционала F гц(х j), связывающего активность выброса нуклида г с годовой дозой внутреннего облучения по ингаляционному пути для лица из возрастной группы 1 проводится по формуле: где Ui - скорость дыхания для лиц из возрастной группы 1 (см. табл.2.5); R\i - коэффициент дозового преобразования при ингаляции r-го радионуклида в организм, Зв/Бк (см. табл. 2.6). Расчет функционала F rp,i(xJ), связывающего активность выброса нуклида г с годовой дозой внутреннего облучения за счет потребления радиоактивно загрязненных местных продуктов питания для лица из возрастной группы 1 на расстоянии х сектора направления ветра j проводится по формуле: где Rrpj - коэффициент дозового преобразования при заглатывании нуклида г в организм лица из возрастной группы 1, Зв/Бк (см. табл. 2.7); Кг8ід и Krs2,i - коэффициенты перехода "выпадения из атмосферы - поступление в организм человека" для стеблевого и корневого путей загрязнения при непрерыв-ных выпадениях, соответственно, м /кг(л); К s,i - суммарный коэффициент перехода "выпадения из атмосферы - поступление в организм человека" для стеблевого и корневого путей загрязнения при непрерывных выпадениях за год, м2/кг(л)[69]. Вблизи и за критической точкой функционала F rp(xJ) выражение (2.23) с достаточной для практики точностью (погрешность расчета не более 1-2%) можно записать в виде: Условно источники газо-аэрозолышх выбросов АЭС можно разбить на 2 группы: протечки теплоносителя в помещения АЭС; технологические сдувки с баков водного хозяйства АЭС. Протечки теплоносителя обуславливают, в основном, выбросы радиоактивных аэрозолей (долгоживущих радионуклидов - ДЖН) и радиоизотопов йода. Технологические сдувки - выбросы инертных радиоактивных газов (ИРГ).
Поскольку эти три составляющих выброса в атмосферу (ИРГ, ДЖН, I) имеют разное агрегатное состояние, обладают различными физико- химическими свойствами, для снижения их поступления в атмосферу через вентиляционные трубы АЭС используются различные методы. Очистка вентиляционного воздуха от аэрозолей и йода обеспечивается установкой в вытяжных системах вентиляции аэрозольных и специальных "йодных" фильтров. Выброс I в атмосферу идет в основном (свыше 85%) в виде органических соединений (главным образом, метилйодида СНзІ); в аэрозольной форме йод удаляется в количестве, не превышающем 10% общего выброса йода; в форме элементарного йода h - около 5% [ 70-73 ]. Это обусловлено тем, что для режима нормальной эксплуатации АЭС с ВВЭР и РБМК систему очистки выброса от радиоактивных изотопов йода проектируют так, чтобы максимально уловить аэрозольную и молекулярную формы йода без улавливания органических соединений йода. В тоже самое время, при проектировании зарубежных АЭС (например, АЭС с PWR) добиваются высоких значений коэффициентов очистки и для трудноулавливаемых йодоорганических соединений, доводя их до 102-105 при радиационных авариях. Очистка технологических сдувок от ИРГ осуществляется в специальных радиохроматографических системах. Только на энергоблоках I поколения (энергоблоки первых очередей Курской и Ленинградской АЭС) используются камеры выдержки. Действующие системы очистки газо-аэрозольных выбросов АЭС обеспечивают эффективность очистки в пределах 80 - 99,9%. В табл.2.8-2.10 представлены фактические радиоактивные газоаэрозольные выбросы в атмосферу Курской, Смоленской и Ленинградской АЭС за последние 5 лет [ 28-32 ]. Из анализа этих таблиц можно сделать вывод, что радионуклидный состав выбросов является достаточно стабильным. Типичный радионуклидный состав выброса ИРГ и долгоживущих радионуклидов (поступающих в атмосферу в аэрозольной форме) на АЭС с РБМК приведен в табл.2.11 и 2.12, соответственно.
Дифференциальные допустимые выбросы АЭС в атмосферу различных радионуклидов
В табл.2.34-2.37 приведены дифференциальные допустимые выбросы биологически значимых радионуклидов в атмосферу для потенциальных критических групп и гипотетической критической группы населения, проживающих в районах размещения Балаковской, Калининской, Нововоронежской и Кольской АЭС, рассчитанные исходя из уровня пренебрежимого риска (Е = 10 мкЗв/год). В табл.2.38 представлены дифференциальные допустимые выбросы ИРГ, I, Mn, Со, Со, Sr, Cs и Cs в атмосферу для лиц из критической группы населения, проживающих в районах размещения АЭС с ВВЭР. В табл.2.39 представлены значения максимальной годовой индивидуальной эффективной дозы облучения в районах АЭС с ВВЭР в период 1995-99 г.г., рассчитанные по формуле (3.1) с учетом табл.2.28-2.31. Из анализа этой таблицы следует, что годовые дозы облучения населения от радиоактивных выбросов различных АЭС с ВВЭР за любой год из последних пяти лет значительно (на 1-2 порядка величины) меньше нижней границы оптимизации для выбросов, равной 10 мкЗв/год. В табл.2.40-2.43 представлены результаты расчета относительного вклада различных долгоживущих радионуклидов в годовую эффективную дозу облучения населения от аэрозольных выбросов АЭС с ВВЭР. Из анализа этих таблиц видно, что основной вклад (для АЭС с ВВЭР-1000 свыше 99%, для АЭС с ВВЭР-440 - 97%) в годовую эффективную дозу облучения лиц из различных возрастных групп от аэрозольного выброса вносят радионуклиды б0Со, 90Sr, 134Cs и 137Cs. Вклад в значения этой величины 54Мп и 58Со не превышает нескольких процентов, т.е. пренебрежимо мал. По этой причине, а также принимая во внимание соображения, изложенные в п.2.4.4, на АЭС с ВВЭР достаточно проводить контроль поступления долго-живущих радионуклидов в атмосферу по активности 60Со, 90Sr, 134Cs и 137Cs. Результаты расчета дифференциальных годовых допустимых выбросов (см.табл.2.38) совместно с данными о максимальных фактических годовых выбросах радионуклидов АЭС с ВВЭР в период 1995-99 г.г. (см.табл.2.44) позволяют получить общие для этих радиационных объектов значения допустимых выбросов ИРГ, I и радиоактивных аэрозолей в атмосферу в предположении, что радиационная защита населения в режиме нормальной эксплуатации каждой АЭС с ВВЭР оптимизирована.
Решая оптимизационную задачу (3.7)-(3.8) с дополнительным условием (3.15), получим, что km = 5,3. В табл.2.45 представлены оптимальные значения допустимых выбросов основных дозообразующих радионуклидов в атмосферу для АЭС с ВВЭР. Из табл.2.28-2.31 и табл.2.45 видно, что годовой допустимый выброс любого радионуклида сопоставим с его суммарным фактическим выбросом на всех АЭС с ВВЭР за последние пять лет. Полученный результат позволяет сделать вывод о том, что радиационная защита населения в режиме нормальной эксплуатации каждой АЭС с ВВЭР действительно оптимизирована. Для текущего контроля газо-аэрозольных выбросов АЭС с ВВЭР рекомендуется установить контрольные уровни выбросов за сутки и за месяц, указанные в табл.2.46-2.47. Вопрос о причинах отказа от контроля ДЖН в выбросах АЭС обсуждался в п.2.4.4. В табл. 2.48 приведены значения рекомендуемых ДВ для отечественных АЭС в единицах ДВ, установленных в СП-АС-88/93. Принципиальная схема АЭС с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах (в дальнейшем реакторы типа БН) отличается от схемы энергоблока с реактором ВВЭР только наличием промежуточного контура, т.е. использованием трехконтурной схемы отвода тепла. Теплоносителем I и II контуров является натрий, в Ш контуре - вода-пар. В теплоносителе I контура, кроме продуктов деления, накапливаются радиоизотопы натрия, образующиеся в результате радиационного захвата нейтро-нов ядрами Na [ 74 ]: 23Na(n,y)24Na (Т1/2 =15ч , аа = 0,53 барн), NaCn n Na (Jm =2,6 года, ста = 6,0-Ю"6 барн), где Ті/2 - период полураспада дочернего ядра; ста - сечение активации. За счет большего давления инертного газа в газовых подушках оборудования П контура (0,1-0,2 МПа (избыт.) против 0,05-0,09 в I контуре) исключается возможность протечки радиоактивного натрия I контура во П контур при нарушении герметичности трубок промежуточных теплообменников. Парогенераторы натрий-вода на АЭС с БН имеют одностенную конструкцию и, учитывая активное взаимодействие воды с натрием, оснащаются специальными системами контроля за герметичностью теплообменных поверхностей и системами защиты, исключающими недопустимое повышение давления во II контуре и выброс радиоизотопов натрия в помещения или окружающую среду. Основными нуклидами, определяющими активность газо-аэрозольных выбросов АЭС с реактором БН-600, являются ИРГ, а также продукты коррозии и деления урана (Со, Sr и Cs). В табл.2.49 представлены фактические радиоактивные газо-аэрозольные выбросы в атмосферу Белоярской АЭС в 1995-1999г.г. [ 28-32 ]. Среднегодовые фактические выбросы ИРГ на АЭС с БН-600 в период 1991-1999гг. ( в % ДВ, согласно СП-АС-88/93) проиллюстрированы диаграммой (рисунок 2.1). Выбросы радионуклидов в атмосферу Белоярской АЭС незначительны, что отражает факт небольшого числа поврежденных ТВЭЛ. Типичный радионуклидный состав выброса ИРГ и долгоживущих радионуклидов (поступающих в атмосферу в аэрозольной форме) на Белоярской АЭС приведен в табл.2.50 и 2.51, соответственно. В табл.2.52 приведены дифференциальные допустимые выбросы биологически значимых радионуклидов в атмосферу для различных возрастных групп населения, проживающих в районе размещения Белоярской АЭС, рассчитанные исходя из уровня пренебрежимого риска ( Е = 10 мкЗв/год). В табл.2.39 представлены значения максимальной годовой индивидуальной эффективной дозы облучения в районе Белоярской АЭС в период 1995-99 г.г., рассчитанные по формуле (3.1) с учетом табл.2.49. Из анализа этой таблицы следует, что годовые дозы облучения населения от радиоактивных выбросов АЭС с БН-600 за любой год из последних пяти лет значительно (на 2 порядка величины) ниже 10 мкЗв/год. Полученный результат позволяет сделать вывод о том, что радиационная защита населения в режиме нормальной эксплуатации каждой АЭС с БН-600 оптимизирована.
Газо-аэрозольные радиоактивные выбросы АЭС с БН-600 и АЭС с ВВЭР достаточно близки, чтобы попытаться установить для них общие ДВ. Для этого должно выполняться следующее критериальное соотношение: где ДВГ - допустимый выброс радионуклида г для АЭС с ВВЭР, Бк; ДВГБАЭС - дифференциальный допустимый выброс радионуклида г, рассчитанный для гипотетической критической группы населения, проживающего в районе Белоярской АЭС. С учетом табл.2.45 и табл.2.52 получаем, что I « 0,87 1. Иначе говоря, для АЭС с ВВЭР и с БН-600 можно использовать общие ДВ, а также контрольные уровни выбросов за сутки и месяц (см. табл. 2.53-2.55). Как отмечалось выше, в выбросах АЭС с БН-600 в режиме нормальной эксплуатации энергоблоков отсутствуют радиоизотопы натрия. Однако в ряде нештатных ситуаций при разгерметизации натриевых контуров возможно по-ступление радиоизотопов натрия (основным из которых является Na) в окружающую среду. Течи натрия случались на всех АЭС с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах как в нашей стране, так и за рубежом. Типичными причинами течей были: неплотности разъемных соединений; недостаточная компенсация температурных удлинений трубопроводов (возникновение усталостных трещин); циклические колебания температуры в местах смешения потоков; ошибки персонала или нарушение технологии. Течи, как правило, не нарушали работы реакторной установки и обнаруживались по снижению сопротивления изоляции электронагревателей или появлению аэрозольной активности. Количество вытекшего металла составляло не более нескольких килограммов, а радиационные последствия этих инцидентов были несущественными [ 75 ]. На оборудовании I контура БН-600 за 20 лет эксплуатации энергоблока было всего три разгерметизации. Первая произошла в декабре 1982 г. на всасывающем патрубке электромагнитного насоса бакового хозяйства I контура. Течь была обнаружена по замыканию на "землю" нагревателя электрообогрева, срабатыванию датчиков пожарной и дозиметрической сигнализации. Вытекло менее 1 кг натрия без серьезных последствий. Протечка была ликвидирована отключением и захолаживанием места течи с последующей заменой дефектного участка. В 1989 и 1990 г.г. две течи произошли в одном и том же месте на трубопроводе выхода натрия из фильтра-ловушки I контура. Они были обнаружены по замыканию на "землю" электронагревателя и дозиметрическому датчику. Дефектное оборудование было отсечено от реактора и захоложено; при этом блок оставался в работе.
