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 B(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 В, (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; Bαγдозовый 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 B, 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 (tT½), 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: 888;


Поиск по сайту:

При помощи поиска вы сможете найти нужную вам информацию.

Поделитесь с друзьями:

Если вам перенёс пользу информационный материал, или помог в учебе – поделитесь этим сайтом с друзьями и знакомыми.
helpiks.org - Хелпикс.Орг - 2014-2024 год. Материал сайта представляется для ознакомительного и учебного использования. | Поддержка
Генерация страницы за: 0.007 сек.