Газоаэрозольные выбросы АЭС (стр. 1 из 3)
Севастопольский Национальный Университет Ядерной Энергии и Промышленности
Контрольная работа №3
По дисциплине: Дозиметрия и радиационная безопасность на атомных электрических станциях
На тему: Газоаэрозольные выбросы АЭС
Севастополь 2006
Введение
Как любое другое промышленное предприятие, атомная электростанция взаимодействует с окружающей средой. В процессе своей деятельности предприятие, потребляя определенные природные ресурсы, производит полезную для человека продукцию. Как правило, при этом, в процессе производства, образуются какие-то ненужные, или вредные отходы. Соотношение между тем полезным эффектом, который производит предприятие, и тем вредом, который оно наносит человеку и окружающей природной среде, и должно являться решающим аргументом внедрения технического новшества в жизнь. Схема взаимодействия АЭС с окружающей средой приведена на рис. 1. Как видно из рисунка, АЭС является источником поступления во внешнюю среду: радиоактивных веществ в виде газоаэрозольных выбросов, жидких сбросов и твердых отходов, источником тепловых сбросов, а также электромагнитного излучения.
Рис. 1. Схема экологического взаимодействия атомной электростанции с окружающей природной средой.
Газоаэрозольные выбросы АЭС
При нормальной эксплуатации АЭС накопленные в реакторе радиоактивные вещества практически не могут попасть в окружающую среду благодаря ряду защитных барьеров на пути их возможного выхода (см. рис. 2). Радиоактивные отходы (РАО) — неиспользуемые жидкие и твердые вещества или предметы, образующиеся в результате деятельности учреждения, общая активность, удельная активность и радиоактивное загрязнение поверхностей которых превышает уровни, установленные действующими нормативными документами. Любая деятельность в сфере обращения с радиоактивными отходами на Украине регулируется Законом Украины «Об обращении с радиоактивными отходами». Наиболее значительную роль в формировании радиационной обстановки в районе размещения АЭС играют инертные радиоактивные газы (ИРГ) и изотопы йода.
Рис. 2. Схема защитных барьеров на АЭС и пути поступления радионуклидов в окружающую среду.
В целом, в состав газообразных радионуклидов осколочного происхождения входят: 18 изотопов криптона, 15 изотопов ксенона и 20 изотопов йода. С точки зрения радиационной опасности для населения, наибольшее значение имеют радионуклиды криптона, ксенона и йода. Кроме этих нуклидов весьма значительную роль играют аэрозольные выбросы изотопов стронция - 89, 90 и цезия - 134, 137, которые являются продуктами распада газообразных нуклидов. Механизм выхода летучих радиоактивных веществ в окружающую среду из технологического цикла АЭС с реакторами ВВЭР и РБМК имеет ряд различий. Основным путем поступления газо-аэрозольных выбросов в окружающую среду от реакторов ВВЭР являются дегазация и испарение воды теплоносителя первого контура. Вода насыщается радиоактивными веществами в результате активации (3H, 14C, 41Ar) и непосредственного ее контакта с негерметичными оболочками ТВЭЛов (изотопы I, С, Kr, Xe, Sr, Ce, Ru). Непосредственным источником поступления в атмосферный воздух летучих радиоактивных веществ (в особенности 3H) от реактора ВВЭР является вентиляционная система герметичных помещений первого контура и самого реактора. Нуклидный состав газообразных выбросов АЭС с РБМК, в основном определяется газами, поступающими с эжекторов турбины — это радионуклиды продуктов деления (радионуклиды криптона и ксенона). Кроме этого, в состав газообразного выброса входит газ активационного происхождения — Ar, образующийся в газовом контуре и циркуляционных трубопроводах и баках контура охлаждения СУЗ. Активность и нуклидный состав криптона и ксенона зависит, вообще говоря, от радиационного состояния активной зоны реактора, а активность Ar — от мощности реактора. При длительной работе реактора на мощности радиационное состояние его активной зоны стабилизируется и при реализации оптимального управления радиационным состоянием поддерживается практически на одном уровне. Это значит, что нуклидный состав газообразных продуктов деления также стабилизируется и мало меняется в условиях нормальной эксплуатации реактора.
Радионуклиды йода присутствуют в выбросе в трех физико-химических формах:
•в аэрозольной, т.е. это радионуклиды, сорбированные на аэрозольных частицах;
•в газообразной, где основную массу составляет молекулярный йод (I2);
· в виде органического соединения — йодистого метила (CH3I). трудно сорбируемого и обладающего высокой проникающей способностью через фильтры.
Йод, как продукт деления, образуется в атомарном виде, но в теплоносителе КМПЦ уже присутствует во всех формах. В выбросе нормально функционирующих АЭС соотношения между формами йода следующие:
· аэрозольная 1 — 2%;
•молекулярная 40 — 50%;
•органическая 50 — 60%.
Изотопный состав йода представлен 131I и 133I, причем доля их в выбросе примерно одинакова (см. табл. 1.).
Таблица 1. Нуклидный состав йодных выбросов Чернобыльской АЭС
| Точка контроля | Йод-131 (%) | Йод- 133 (%) |
| BT-1 (1-я очередь) | 48 | 52 |
| ВТ- 2 (2-я очередь) | 58 | 42 |
Изотопный состав аэрозолей долгоживущих нуклидов (ДЖН) в выбросе,в общем, представлен 20 — 25-ю радионуклидами. Среди них можно выделить 7 — 10 нуклидов, имеющих повышенную по сравнению с другими объемную активность, вклад этих радионуклидов в суммарную мощность выброса представлен в табл. 2.
Таблица 2. Нуклидный состав выбросов ДЖН ЧАЭС, %
| Радионуклид | Вклад, % | Радионуклид | Вклад, % |
| Йод-131 | 10 — 30 | Марганец-54 | 1.5 — 2,5 |
| Хром-51 | 35 — 55 | Железо-59 | 0,8 — 1,6 |
| Кобальт-60 | 2,5 — 4,5 | Цезий-137 | 5—7 |
| Кобальт-58 | 1,3 — 2,3 | Цезий- 134 | 3 — 5 |
Радионуклиды продуктов деления по номенклатуре и активности присутствуют в составе ДЖН в количестве, зависящем от того, каково радиационное состояние активной зоны реактора, то есть сколько и с какими дефектами эксплуатируется негерметичных ТВЭЛ в активной зоне. Радионуклиды продуктов коррозии накапливаются в теплоносителе в зависимости от сроков работы АЭС. Третьим важным источником радиоактивных выбросов АЭС с реакторами РБМК являются активированные и насыщенные летучими осколочными продуктами деления газы, которыми продувается графитовая кладка реактора. Химические формы газо-аэрозольных выбросов АЭС разнообразны: ИРГ поступают в атмосферу в своих молекулярных формах; тритий в виде 3HHO, 3HH, 3H2; 14C — в виде 14CH4,14CO2 и 14CO; изотопы йода — в форме метил-йодида и других простых органических соединений, а также в форме I и I2; 89-90Sr, 131,137Cs, 144Ce — в виде сульфатов, нитратов, хлоридов, карбонатов; изотопы плутония — в виде нерастворимой окиси PuO2 и растворимого Pu(NO3)4, адсорбированных на частицах размером 0,2-0,8 мкм. Все парогазовые и аэрозольные выбросы АЭС проходят систему очистки (в частности, выдерживаются определенное время в газгольдерах (камеры выдержки) для распада короткоживущих радионуклидов) или очистку на специальных установках подавления активности (УПАК). Для очистки вентиляционного воздуха от аэрозолей, в составе вентсистем на АЭС, предусматриваются фильтровальные станции. Это блоки с различными адсорбирующими фильтрами (угольными, аэрозольными). Эффективность очистки на таких фильтрах довольно высока, например эффективность аэрозольных фильтров типа ДКЛ—23 составляет 90 — 95%.
Кроме рассмотренных выше радионуклидов, в выбросах АЭС присутствуют также изотопы трития — сверхтяжелого водорода, и углерода 14. Тритий, содержащийся в воздушных выбросах и водяных сбросах АЭС, входит в состав паров воды и практически беспрепятственно проходит системы очистки. Радиобиологическая роль трития определяется его химическими свойствами, которые полностью соответствуют обычному водороду, в результате чего тритий может входить в состав любых органических и неорганических соединений. Поскольку период полураспада трития довольно велик (12,26 года), он мог бы представлять серьезную радиационную опасность если бы не являлся очень мягким бета-излучателем ( средняя энергия бета-излучения трития составляет 5,8 кэВ) Доля трития, выбрасываемого в атмосферу АЭС с реактором ВВЭР-1000, составляет 32% от его общего поступления в окружающую среду АЭС (остальное количество 3H содержится в жидких сбросах). Средняя концентрация изотопа в воздушном выбросе реактора данного типа — 1 — 2 Бк/л. Для реакторов РБМК эти показатели в 10 — 100 раз ниже. 14С — также биогенный элемент, который может участвовать в биохимических и биологических процессах, наряду со своим стабильным изотопом.
Его излучение (чистый бета-излучатель, со средней энергией 54 кэВ) не представляет серьезной радиационной опасности. Однако, благодаря своему большому периоду полураспада (5730 лет), углерод-14 может накапливаться и, в связи со своей биологической активностью, имеет важное значение. 14С образуется в естественных условиях в верхних слоях атмосферы в результате взаимодействия космических нейтронов с азотом воздуха.
На АЭС он образуется в результате активации 13С, 14N, и 17О. Основная масса 14С удерживается в месте его образования, в активной зоне, и за ее пределы не поступает, и АЭС не играют существенной роли, как источник 14C. В связи с тем, что большие количества 14C образовывались при ядерных испытаниях, а также при переработке облученного ядерного топлива, в настоящее время во всем мире проводится контроль его содержания в объектах внешней среды, однако допустимых норм его содержания в выбросах АЭС не установлено.