П.3. К вопросу о радиоактивном загрязнении окружающей среды
Анализ выбросов действующих АЭС в атмосферу показал, что для АЭС с реакторами ВВЭР-1000 и РБМК основными радионуклидами в выбросах являются: ИРГ, 137Cs, 134Cs, 131I, 60Co (Балаковская, Волгодонская, Калининская, Курская, Ленинградская, Нововоронежская); ИРГ, 137Cs, 131I, 60Co (Кольская, Смоленская). Для реактора БН-600 с жидкометаллическим теплоносителем - ИРГ, 137Cs, 60Co (Белоярская); ИРГ, 90Sr, 131I, 60Co (Билибинская), причем основной дозообразующий вклад внешнего облучения создают ИРГ. Однако наблюдаемые объемные активности выбросов соответствующих радионуклидов существенно ниже допустимых и, согласно НРБ – 99, не представляют опасности для населения.
В условиях обычной штатной работы на ОИАЭ, например, на АЭС эта величина, действительно, незначительна и ею можно пренебречь. Однако, в период планового профилактического ремонта (ППР) выброс может достигать значительной величины, составляя от 80 до 90% годового выброса, поскольку процесс выброса длится достаточно короткое время (1-2 суток).
Из приведенных выше данных следует, что на каждом типе указанных производств наиболее значительную величину выбросов в атмосферу составляют ИРГ, радиационные характеристики которых, наряду со значениями дозовых коэффициентов, предназначенных для оценки мощности дозы β-излучения Baβ(Зв·м3/(с·Бк)), отдельных радионуклидов приведены в табл. П.9.1.
Радиационное воздействие инертных радиоактивных газов в силу их особых физико-химических свойств учитывают лишь при оценке внешнего облучения, полагая, что в процессе переноса радиоактивной примеси в атмосфере они полностью рассеиваются и не взаимодействуют с подстилающей поверхностью. Последнее утверждение требует более тщательного анализа, поскольку выходящие из венттруб ОИАЭ ИРГ представляют собой специфическую газовую среду, плотность которой значительно больше плотности воздуха ρв = 1,29×10-3 г/см3.
При распространении инородного газового потока в воздушной среде соответственно поток должен либо подниматься вверх, либо опускаться вниз, в зависимости от того будет ли плотность этого газового потока ρг меньше или больше плотности воздуха ρв. Таким образом, газовая среда, распространяющаяся в воздухе с плотностью в 1,38 (по Ar), 2,9 (по Kr) и 4,57 (по Xe) раз больше плотности воздуха, согласно закону Архимеда должна в воздухе опускаться вниз. Если указанная среда радиоактивна, то она, опускаясь на подстилающую поверхность, будет создавать дозовую нагрузку как внешнего облучения, так и внутреннего - при дыхании (доза при ингаляции) в зависимости от общей величины активности в выбросе.
Результаты расчетов осевых распределений объемной активности при различных состояниях устойчивости атмосферы, характеризуемых различной скоростью воздушного потока приведены на рис.П.9.12 на высоте z = 1,5 м при эффективной высоте выброса hэф = 100 м. Из рисунка следует, что максимум распределения уменьшается и сдвигается в сторону больших расстояний от источника с ростом скорости ветра. На больших расстояниях от источника выбросов (x = 500 м) объемная активность в распределении 3 оказывается больше по сравнению с распределениями 1 и 2. Последнее обусловлено тем, что при большой скорости ветра ИРГ подхватывается ветром (сдувается от источника) и переносится на бо¢льшие расстояния. Напротив, при малой скорости ветра основная масса оседает вблизи источника. С ростом эффективной высоты выброса hэф максимум распределения также сдвигается в сторону больших расстояний от источника выбросов. Эти результаты хорошо известны в литературе и в настоящей работе лишь подтверждают справедливость расчетов.
Таблица П.9.1 | |||||
Радионуклиды инертных радиоактивных газов* | |||||
Радионуклид | Энергия фотонов Eg, МэВ | Квантовый выход η, % | Период полураспада T½ | Значения дозовых коэффициентов отдельных радионуклидов Вaβ, (Зв · м3/(с· Бк)) | Граничная энергия β-излучения, Е0, кэв |
41Ar | 1,2936 | 99,1 | 1,83 ч | 2,42×10-14 | – |
85m Kr | 0,30447 0,15099 | 14,1 75,3 | 4,48 ч | 1,4×10-14 | – |
85Kr | 0,51397 | 0,435 | 10,71 года | 1,23×10-14 | 0,672 |
87Kr | 0,4027 | 48,3 | 1,27 ч | 6,66×10-14 | 3,881 |
88Kr | 2,3920 2,1959 1,5298 0,8347 0,1961 | 37,8 14,9 11,3 37,8 | 2,84 ч | 1,86×10-14 | 0,958 |
125Xe | 0,2434 0,18843 | 28,9 55,1 | 17,0 ч | – | – |
127Xe | 0,37496 0,20284 0,17210 | 20,3 67,7 23,2 | 36,41 дня | – | – |
133Xe | 0,089997 KX 0,03164 | 36,3 | 5,245 дня | 5,14×10-15 | 0,346 |
135Xe | 0,2498 | 90,5 | 9,083 ч | 1,9×10-14 | 0,909 |
оценку эквивалентной дозы внешнего облучения в рамках концепции лучевого равновесия в зависимости от состояния устойчивости атмосферы проводили, используя полученные результаты расчета объемной активности в максимуме ее распределения и дозовые коэффициенты работы, по формуле:
H = AvBαγt, (П.9.1)
где Av(Бк/м3) – объемная активность ИРГ; Bαγ – дозовый коэффициент, равный мощности эквивалентной дозы, создаваемой в ткани человека, находящегося на открытой поверхности почвы при единичной концентрации радионуклида в атмосферном воздухе [Гр·м3/(с·Бк)]; t – время облучения.
Расчеты показали, что при низкой скорости воздушного потока в максимуме распределения объемной активности величина мощности дозы внешнего облучения составляет: 0,826 мЗв/час ( = 5 м/с), т.е. за сутки персонал может получить годовую дозу 20 мЗв, а за 6 часовой рабочий день 4,95 мЗв (0,5 P). Хотя полученные оценки и не превышают интегральные нормы НРБ-99/2009 для персонала, тем не менее его дальнейшая работа на ОИАЭ, на котором могут наблюдаться такие штатные выбросы, требует повышенных индивидуального дозиметрического контроля и экологического контроля окружающей среды.
Оценка дозы при ингаляции, обусловленная воздействием β-излучения радионуклидов ИРГ на легкие, как правило, в литературе не рассматривается, но в рамках представленного в настоящей работе концептуального подхода решения проблемы утилизации ИРГ ее величину можно получить по формуле, аналогичной формуле (П.9.1), используя вместо дозового коэффициентов Bαγ коэффициенты Bαβ, применяемые в для оценки мощности эквивалентной дозы для незащищенной одеждой биологической ткани, учитывая тот факт, что β-излучение ИРГ, попадающих в легкие при дыхании, будет производить подобный эффект при воздействии на легочную ткань. Значения этих коэффициентов для различных ИРГ приведены в табл.П..9.2.
H = AvBαβt. (П.9.2)
Таблица П.9.2 Таблица 5 | ||||
Дозовые нагрузки персонала при внутреннем β-облучении инертными радиоактивными газами | ||||
Радионуклид | Период полураспада T½ | Время пребывания в зоне радиоактивного загрязнения t, с. | Значения дозовых коэффициентов отдельных радионуклидов Baβ, Зв · м3/(с· Бк) | Доза персонала за время пребывания в зоне радиоактивного загрязнения, мЗв |
41Ar | 1,83 ч | – | 2,42×10-14 | – |
85m Kr | 4,48 ч | 16128 (4,48 ч) | 1,40×10-14 | 0,418 |
85Kr | 10,71 года | 21600 (6 ч) | 1,23×10-14 | 0,492 |
87Kr | 1,27 ч | 13716 (3,81 ч) | 6,66×10-14 | 0,986 |
88Kr | 2,84 ч | 10224 (2,84 ч) | 1,86×10-14 | 0,352 |
125Xe | 17,0 ч | 21600 (6 ч) | – | – |
127Xe | 36,41 дня | 21600 (6 ч) | – | – |
133Xe | 5,245 дня | 21600 (6 ч) | 5,14×10-15 | 0,205 |
135Xe | 9,083 ч | 21600 (6 ч) | 1,90×10-14 | 0,76 |
Тогда в области максимума кривой 1 рис.П.9.12 при значении объемной активности AV равной 1,85·106 Бк/м3 за время t пребывания в зоне приземления факела выбросов, содержащего только ИРГ, не большего периода полураспада радионуклида (t ≤ T½), сотрудники из персонала АЭС могут получить дозы, значения которых также приведены в табл. П.9.2.
Результаты оценки показывают, что доза персонала за время его пребывания в зоне радиоактивного загрязнения для большинства радионуклидов более чем 5-10 раз превышает допустимое значение при штатной работе АЭС. Более корректные оценки указанных величин, в первую очередь, требуют уточнения модели дыхания и учета особенностей взаимодействия β-излучения с легочной тканью, а также привлечения численных методов решения уравнения переноса для электронов (например, в рамках модели непрерывного замедления) для расчета дозовых распределений в указанной легочной ткани.
Дата добавления: 2015-05-19; просмотров: 882;