Газоаэрозольные выбросы АЭС (стр. 2 из 3)

В соответствии с Государственной программой Украины по обращению с РАО, на период до 2005 года система обращения с РАО АЭС должна состоять из:

•центрального предприятия АЭС по переработке и временного хранения РАО (ЦППРО);

•сети предприятий по сбору и предварительного кондиционирования РАО;

•унифицированного транспортно-контейнерного комплекса;

•учета, оперативной связи и радиационного контроля.

Базовым элементом системы обращения с РАО является ЦППРО, где используются наиболее сложные технологии переработки РАО.

На АЭС используются простые технологии подготовки РАО к транспортированию: сортировка и компактирование TPO, переработка ЖРО на установках глубокого выпаривания до получения солевого плава. Технологическая оснащенность ЦППРО должна обеспечивать требования обращения с РАО, которые возникают не только в процессе работы, но и во время вывода АЭС из эксплуатации.

Распространение радиоактивного загрязнения среды, то есть передача его между различными компонентами окружающей среды (в атмосфере, воде, почве), обусловлено разными процессами: химическими, массопередачей, внешними движущими силами, переносом внутри той или иной среды за счет конвекции или диффузии, биологическим обменом. Схема миграции радионуклидов от выбросов и сбросов АЭС представлена на рисунке 3.

Рис.3. Схема миграции радионуклидов от выбросов и сбросов АЭС.

Интересно рассмотреть поведение некоторых радионуклидов, наиболее характерных для различных типов выбросов АЭС:

криптон-85 почти полностью удерживается в атмосфере и в основном воздействует внешним облучением; облучение за счет ингаляции носит вторичный характер;

ксенон-133 по своему поведению аналогичен криптону, однако, малый объем выброса и короткий период полураспада снижает его влияние;

углерод-14 в реакторах кипящего типа выбрасывается в основном в виде двуокиси углерода, в то время как в водо-водяных реакторах под давлением соотношение углерода-14, связанного в диоксиде и оксиде и в гидрокарбонате (в газообразных выбросах), может существенно изменяться. Основные процессы обмена углеродом между атмосферой и биосферой — через фотосинтез, а между атмосферой и водной поверхностью — через слой смешения в незначительной степени происходит седиментация в водной среде, а также преобразование в карбонатные формы, поэтому основное воздействие осуществляется через пищевые продукты (доля воздействия за счет ингаляции — 1 %);

тритий в основном выбрасывается в виде газа, который в пределах двух суток за счет окисления превращается в тяжелую воду; пары тяжелой воды участвуют в глобальном гидрологическом цикле, воздействуя за счет ингаляции, через кожу, а также за счет приема с водой и пищей. Тритиевый газ воздействует за счет ингаляции, причем 1,6% поступившего при ингаляции трития переходит в кровь, а менее 0,04% — в тяжелую воду;

йод-131 переносится на большие расстояния в атмосферев виде пара или микрочастиц и мигрирует по цепочке воздух—трава—корова (овца, коза) — молоко—человек, поступает в организм также за счет ингаляции и, кроме того, необходимо учитывать и его воздействие от внешнего облучения;

йод-129, в зависимости от химической формы, может присутствовать в атмосфере в неодинаковых количествах. Различные его формы по разному подвергаются мокрому осаждению на поверхности суши и воды, испаряются с водной поверхности и участвуют в фотохимических процессах. При осаждении йода-129 наиболее важный путь к человеку — сохранение в листве с последующим переходом в почву и растительную пищу;

Стронций-89, стронций-90, цезий-134, цезий-137 и барий-140 обычно выбрасываются в виде аэрозолей и воздействуют через пищевые цепочки, ингаляцию и внешнее облучение; в их миграции гравитационное осаждение не играет особой роли, а основные процессы перехода из атмосферы в почву и воду — сухое осаждение и вымывание осадками.

С целью ограничения воздействия АЭС на окружающую среду, для каждой АЭС регламентируются предельно допустимые выбросы (ПДВ) и сбросы (ПДС). Предельно допустимые выбросы устанавливаются для АЭС индивидуально и рассчитываются с учетом размера санитарно-защитной зоны, высоты вентиляционной трубы, в зависимости от усредненных метеорологических условий в районе расположения АЭС. Расчет ПДВ ведется с учетом условий не превышения эффективной эквивалентной дозы облучения населения от техногенных источников и дозовой квоты, обусловленной радиоактивными отходами от АЭС. Нормами радиационной безопасности Украины (НРБУ-97) эта дозовая квота установлена в размере 8 % от Предела Дозы для населения.

Таблица 2. Квоты годового предела эффективной, эквивалентной дозы ПД, мЗв, для критических групп населения от АЭС

Источник облучения	Квота предела дозы за счет всех путей формирования дозы от выбросов		Сбросы: квота ПД за счет критичного вида водопользования		Суммарная квота предела дозы (ПД) для отдельного производства
	%	мкЗв	%	мкЗв	%	мкЗв
АЭС, АТЭЦ, ACT	4	40	1	10	8	80

С течением времени в районе размещения АЭС на почве могут накапливаться выпавшие из атмосферы долгоживущие радионуклиды. Они включаются в экологический цикл, участвуют в пищевых и биологических цепочках; при этом они создают постепенно возрастающее поле внешнего ионизирующего излучения. Приведенные в табл.2. пределы доз соответствуют дозам при достижении равновесного состояния радиоактивности в окружающей среде.

Дозовые пределы, установленные нормативами, составляют приблизительно 1 /4 дозовых нагрузок на все тело человека за счет естественного ионизирующего излучения. Установление столь малых пределов дозы от радиоактивных отходов АЭС мотивируется рядом соображений. Во-первых, это отвечает основному принципу радиационной безопасности о поддержании дозы на таком низком уровне, какой только можно достичь с учетом экономических и социальных соображений. При этом уменьшается не только индивидуальная, но и популяционная доза, а следовательно, и общественный риск использования атомной энергии. Во-вторых, фактические дозы, обусловленные радиоактивными отходами отечественных и зарубежных АЭС, значительно ниже уровней, приведенных в табл.2. В-третьих, необходимо принимать во внимание растущий масштаб развития атомной энергетики, размещение АЭС в густонаселенных районах страны, развитие всего ЯТЦ и широкое применение других источников ионизирующего излучения во всех сферах человеческой деятельности. В-четвертых, необходимо предусмотреть резерв для возможного увеличения дозовой нагрузки от случайных (вероятностных) кратковременных выбросов при аварийных ситуациях. Установленные пределы доз являются основными характеристиками, которые, однако, ввиду их малости практически невозможно контролировать в повседневной работе. Поэтому, наряду с основными, вводят производные характеристики — предельно допустимые выбросы (ПДВ) и предельно допустимые сбросы (ПДС), для контроля которых существуют современные методы и приборы. Предельно допустимые выбросы рассчитывают теоретически, из условия, чтобы радаоактивные выбросы не приводили к превышению установленного предела доз в период достигнутого равновесного состояния. Рассчитанные таким образом величины выбрасываемой активности, при которой пределы дозовых нагрузок на население не превышаются, весьма велики. Фактические выбросы всех АЭС много ниже. Для удобства организации контроля установлены так называемые формализованные допустимые выбросы (ДВ), которые приведены к установленной электрической мощности атомной электростанции.

При установлении этих нормативов исходили из следующих основных требований:

· чтобы при наиболее неблагоприятных условиях они не приводили к превышению пределов доз, приведенных в табл. 2;

· чтобы они были сравнимы с уже достигнутыми уровнями выбросов действующих АЭС.

Кроме допустимых выбросов для практических целей рекомендовано введение контрольных допустимых выбросов КДВ (для ИРГ и изотопов йода на сутки, для других радионуклидов — на месяц) и контрольных допустимых сбросов КДС радиоактивных веществ. КДВ и КДС должны быть не более 0,7 ПДВ и ДС соответственно. Эти контрольные допустимые выбросы определяются на основании фактически достигнутых уровней выбросов и сбросов, (статистический анализ фактических газообразных выбросов) и служат для принятия оперативных решений, с тем чтобы ни при каких условиях не допустить превышения установленных основных нормативов.

Величины допустимых сбросов радиоактивных веществ со сточными водами также определяются по специальным методикам, исходя из вышеизложенных основополагающих принципов (не превышение установленных дозовых квот), а также не нарушения природных процессов естественной самоочистки водоема.

Атомная электростанция является источником поступления во внешнюю среду не только радиоактивных веществ, а также теплового загрязнения окружающей среды и источником электромагнитного излучения. Кроме того, для обеспечения жизнедеятельности АЭС в предпусковой период, а также при плановых остановах ядерных энергоблоков станции на ремонт, в составе атомной электростанции обычно предусматривается небольшая отопительная котельная. Такая котельная также является источником загрязнения окружающей среды вредными химическими веществами. Источником поступления вредных химических веществ (BXB) в окружающую среду также иногда могут являться химические цеха, применяющие для обеспечения водно- химического режима контура охлаждения реактора некоторые химические реагенты, например кислоты, щелочи. Однако это возможно только при возникновении каких-либо аварийных ситуаций. По сравнению с обычными тепловыми ГРЭС и ТЭЦ выбросы пускорезервных котельных АЭС очень невелики. Состав их определяется главным образом: золой несгоревшего топлива, окисью углерода (СО), окислами азота. Однако контроль за такими котельными проводится в полном соответствии с Законом «Об охране атмосферного воздуха».