Рассеивание вредных выбросов от атомной электростанции

Тип работы:
Курсовая
Предмет:
Экология


Узнать стоимость

Детальная информация о работе

Выдержка из работы

[Введите текст]

Введение

Тема курсовой работы: «Рассеивание вредных выбросов от АЭС».

Цель работы: изучить процессы распространения вредных примесей от атомных станций в атмосфере.

Объектом исследования является атомная станция.

Предмет исследования — предельно допустимые выбросы радионуклидов в атмосферу.

Задачи, которые необходимо решить в данной курсовой работе: определить состояние атомной энергетики в Украине, рассмотреть влияние атомных станций на окружающую среду, оценить воздействия газоаэрозольных отходов на атмосферу, изучить детекторы ионизирующих излучений, рассмотреть уровень радиационной безопасности АЭС Украины, рассчитать распространение приземной концентрации вредного вещества при выбросе газовоздушной смеси из одиночного точечного источника.

Потребление энергии человечеством растет с каждым годом, независимо от того, что запасы всех видов топлив далеко не безграничны, а скорость их использования в связи с ростом населения и промышленности непрерывно возрастает.

Отрицательной стороной использования органического топлива для производства тепловой и электрической энергии являются выбросы в атмосферу газов, дыма и золы, которые существенно загрязняют биосферу. Загрязнение окружающей среды, а главное истощение запасов органического топлива, требует изыскания новых источников энергии.

Изобретая ядерное топливо, человечество сделало огромный шаг вперед: появилась возможность экономить иссякающие ресурсы, такие как уголь, сланцы, нефть, природный газ. Необходимость строительства АЭС в Украине обусловливает тот факт, что себестоимость электроэнергии, производимой на АЭС на 15−20% ниже себестоимости электроэнергии, вырабатываемой на органическом топливе.

Немаловажным фактором преимуществ АЭС перед тепловой энергетикой, являющейся в настоящее время основным поставщиком электроэнергии, остается высокая экономичность производства, которая не связана с гигантским образованием и выбросом в атмосферу вредных окислов, образующихся в результате использования кислорода в качестве окислителя традиционных теплоносителей. Это особенно важно в условиях, в которых оказалась Украина, когда несколько лет назад подписала международную конвенцию об охране воздушного бассейна от вредных выбросов в атмосферу с тепловых электростанций. Вместе с этим, ввиду отсутствия финансовых средств, государственными органами и производственными структурами не принимается каких либо серьезных мер в этой области.

Сейчас в Украине работают 4 АЭС, всего 13 блоков суммарной мощностью около 11,8 млн. кВт. По вопросу дальнейшего использования атомной энергетики в Украине в последнее время возникает ряд проблем: сокращение закупки свежего топлива, организация утилизации отработанного топлива, необходимость модернизации и замены оборудования, выработавшего свой ресурс, и многие другие.

1. Состояние атомной энергетики и её роль в энергетическом комплексе Украины

атомный энергетика воздушный среда

Важнейшим фактором научно-технического прогресса является состояние и развитие энергетики, лежащей в основе любого производственного процесса.

Рост народонаселения Украины и как следствие возрастающие потребности неизбежно ведут к увеличению производства товаров, обеспечивающих жизнедеятельность человечества.

В условиях интенсивного научно-технического прогресса, характерного для второй половины минувшего столетия, неуклонно растет производительность труда. Все это требует применения возрастающего количества энергоресурсов. Современные масштабы использования энергоресурсов таковы, что нельзя не задумываться об их исчерпаемости, а также о последствиях их воздействия на окружающую среду.

Основной источник энергии в настоящее время — органическое топливо (каменный уголь, нефть, природный газ). Вслед за ним идут уже в равной мере гидроресурсы и ядерное топливо.

К сожалению, запасы органического топлива на Украине очень ограничены (особенно нефти и газа). Вместе с этим несколько значительнее запасы каменного угля, но всевозрастающие проблемы угледобывающей отрасли (старение горнодобывающего оборудования, выработка шахт и связанное с этим усложнение и уменьшение угледобычи) приводят к простою и консервации значительной доли мощностей тепловой энергетики при дефиците электроэнергии в стране.

Кроме того, применение многозольных и влажных углей, запасы которых наиболее велики, создает дополнительные трудности при транспортировании и особенно при их использовании. Последнее также связано со значительным загрязнением окружающей среды.

Все это вместе взятое — ограниченность и невосполнимость запасов органического топлива, нерациональность его сжигания и другие упомянутые факторы — свидетельствуют не только о необходимости его экономии, но и в значительной мере о необходимости замены его другими источниками энергии.

Гидроресурсы, относящиеся к возобновляемым источникам энергии, пока не могут сколько-нибудь заметно заменить органическое топливо.

Поэтому большие надежды, и не без основания, возлагаются на ядерное топливо и ядерную энергетику, где в качестве топлива используется уран, причем на Украине имеются значительные запасы природного урана, добыча которого весьма не затруднительна.

Вместе с этим проблемой остается отсутствие в Украине предприятий, производящих обогащение ядерного топлива. Проблема захоронения отработавшего ядерного топлива наиболее важна, но технически — решаема.

Вместе с этим, подобные виды промышленной деятельности характеризуется наличием риска возникновения аварий серьёзными последствиями. Для каждого вида деятельности риск специфичен, также как и меры по его уменьшению. Так в химической промышленности это риск утечки токсичных веществ в окружающую среду, риск пожаров и взрывов на химических заводах. Ядерная промышленность не является исключением. Особенностью объектов атомной энергетики, основную часть которых составляют атомные станции, является образование и накопление значительных количеств радиоактивных веществ в процессе их эксплуатации. Большую их часть составляют продукты деления урана с суммарной активностью порядка 1020 Бк. Именно по этой причине с АЭС связан специфический риск — потенциальная радиологическая опасность для населения и окружающей среды в случае выхода продуктов деления за пределы АЭС.

Поэтому, особенно после аварии на Чернобыльской АЭС, вопросам безопасности эксплуатации ядерных энергоблоков на Украине и во всем мире уделяется особенное значение.

В настоящее время мировым сообществом выработаны общие принципы обеспечения безопасности АЭС. Они универсальны для всех типов реакторов и конкретизируются к проектным и эксплуатационным особенностям конкретных реакторных установок. Эти принципы уточняются и дополняются по результатам опыта эксплуатации и анализа аварий (например, анализа уроков, извлеченных из аварии на АЭС «Три Майл Айленд»).

На Украине действуют более сотни специальных правил и норм (серия «Правила и нормы в атомной энергетике» — ПНАЭ). Эта документация нормативного характера охватывает все этапы жизненного цикла АЭС. Она была разработана на основе международного опыта с учетом украинской специфики. В частности в «Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций» — ОПБ — 88 как в документе верхнего уровня, определены основные цели, критерии и принципы безопасности АЭС, на основе которых разработаны специальные нормы и правила следующих уровней. В ОПБ — 88 учтены рекомендации INSAG-3, INSAG-4 и других документов МАГАТЭ.

Кроме этого большое внимание уделяется подготовке и повышению квалификации эксплуатационного персонала АЭС в учебно-тренировочных центрах и на полномасштабных тренажерах, где отрабатываются любые известные аварийные ситуации и приобретаются навыки действий в любых режимах работы ядерных энергоблоков.

Ядерная энергетика в настоящее время широко используется в производстве тепловой и электрической энергии. Развитие ядерной энергетики определено прежде всего экономическими преимуществами АЭС, главным из которых является меньшие затраты на производство электроэнергии по сравнению с тепловыми электростанциями, работающими на органическом топливе. Один киловатт-час, полученный на АЭС с ядерным топливом, на 10 — 30% дешевле, чем на ТЭС на угле, мазуте и газе.

Воздействие АЭС на окружающую среду так же более благоприятно, чем ТЭС, так как они не загрязняют атмосферу и не потребляют кислород воздуха. ТЭС и другие промышленные объекты, работающие на органическом топливе, наряду с большим потреблением кислорода выбрасывают огромное количество вредных веществ в виде золы, окислов серы, азота и других, в том числе канцерогенных соединений. Они не только выпадают в виде осадков на окружающую местность и пагубно влияют на растительный и животный мир, но и образуют кислотные дожди. Кроме того, возникает проблема, обусловленная скоплением углекислого газа в верхних слоях атмосферы (парниковый эффект). Радиоактивные выбросы атомной станции в атмосферу создают в десятки раз меньшую дозу облучения на местности, чем тепловая станция той же мощности. Например, тепловая станция мощностью 1000 МВт выбрасывает около 9000 тонн золы в год, содержащей около 1,8105 — 3,7106 Бк/т естественных радиоактивных нуклидов.

АЭС, работая даже на необогащенном уране, в год использует столько же топлива, сколько на ТЭС с той же мощностью и КПД расходуется обычного топлива в течение одного часа. Поэтому с точки зрения экономии, АЭС выгодней, чем ТЭС, — это можно увидеть в таблице.

Таблица 1.1 — Сравнительная характеристика потребления топлива и загрязнения окружающей среды ТЭС и АЭС

Наименование

ТЭС

АЭС

Выработано электроэнергии

28 млрд. кВт. час

28 млрд. кВт. час

Израсходовано топлива:

угля или

12 млн. т (190 тыс. вагонов)

-

мазута

6 млн. т (99 тыс. цистерн)

286 т

двуокиси урана

-

?

Наименование

ТЭС

АЭС

Израсходовано атмосферного кислорода

26 млн. т

-

Выброшено в окружающую среду:

оксидов углерода

29 млн. т

-

оксидов азота

310 млн. т

-

оксидов серы

620 тыс. т

-

золы

6,4 млн. т

-

долгоживущих радиоактивныхнуклидов

40 Ки

2 Ки

Мощность дозы в районе размещения

45−80 мкР/ч

10−14 мкР/ч

В заключение следует отметить, что в условиях все более обостряющихся экологических проблем актуальность приобретает энергосберегающее и безотходное производство, а также использование нетрадиционных источников энергии (солнечной, ветровой, геотермальной и др.), непосредственно присутствующих в природных экологических связях.

1.1 Реакторы, эксплуатируемые на украинских АЭС

На украинских атомных станциях работают реакторы, разработанные еще в Советском Союзе. Их три типа: ВВЭР-440, ВВЭР-1000.

ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 — представители двух поколений водо-водяных реакторов с водой под давлением корпусного типа мощностью 440 МВт и 1000 МВт соответственно.

АЭС Украины

РАЭС

ХАЭС

ЮУАЭС

ЗАЭС

Рис. 1. 1

Запасы органического топлива на Украине очень ограничены (особенно нефти и газа), поэтому большие надежды, и не без основания, возлагаются на ядерное топливо и ядерную энергетику, где в качестве топлива используется уран.

В больших объемах образуются искусственные радионуклиды в качестве побочного продукта на предприятиях атомной энергетики, попадая в окружающую среду, они оказывают воздействия на живые организмы.

Развитие ядерной энергетики определено прежде всего экономическими преимуществами АЭС, главным из которых является меньшие затраты на производство электроэнергии по сравнению с тепловыми электростанциями, работающими на органическом топливе.

2. Воздействие атомной станции на окружающую среду

Техногенные воздействия на окружающую среду при строительстве и эксплуатации атомных электростанций многообразны. Обычно говорят, что имеются физические, химические, радиационные и другие факторы техногенного воздействия эксплуатации АЭС на объекты окружающей среды.

Наиболее существенные факторы:

локальное механическое воздействие на рельеф — при строительстве,

повреждение особей в технологических системах — при эксплуатации,

сток поверхностных и грунтовых вод, содержащих химические и радиоактивные компоненты,

изменение характера землепользования и обменных процессов в непосредственной близости от АЭС,

изменение микроклиматических характеристик прилежащих районов.

Возникновение мощных источников тепла в виде градирен, водоемов — охладителей при эксплуатации АЭС обычно заметным образом изменяет микроклиматические характеристики прилежащих районов. Движение воды в системе внешнего теплоотвода, сбросы технологических вод, содержащих разнообразные химические компоненты, оказывают травмирующее воздействие на популяции, флору и фауну экосистем.

Особое значение имеет распространение радиоактивных веществ в окружающем пространстве. В комплексе сложных вопросов по защите окружающей среды большую общественную значимость имеют проблемы безопасности атомных станций (АС), идущих на смену тепловым станциям на органическом ископаемом топливе. Общепризнанно, что АС при их нормальной эксплуатации намного — не менее чем в 5−10 раз «чище» в экологическом отношении тепловых электростанций (ТЭС) на угле. Однако при авариях АС могут оказывать существенное радиационное воздействие на людей, экосистемы. Поэтому обеспечение безопасности экосферы и защиты окружающей среды от вредных воздействий АС — крупная научная и технологическая задача ядерной энергетики, обеспечивающая ее будущее.

Отметим важность не только радиационных факторов возможных вредных воздействий АС на экосистемы, но и тепловое и химическое загрязнение окружающей среды, механическое воздействие на обитателей водоемов-охладителей, изменения гидрологических характеристик прилежащих к АС районов, т. е. весь комплекс техногенных воздействий, влияющих на экологическое благополучие окружающей среды.

2.1 Выбросы и сбросы вредных веществ при эксплуатации АС. Перенос радиоактивности в окружающей среде

Исходными событиями, которые развиваясь во времени, в конечном счете могут привести к вредным воздействиям на человека и окружающую среду, являются выбросы и сбросы радиоактивности и токсических веществ из систем АС.

Эти выбросы делят на газовые и аэрозольные, выбрасываемые в атмосферу через трубу, и жидкие сбросы, в которых вредные примеси присутствуют в виде растворов или мелкодисперсных смесей, попадающие в водоемы. Возможны и промежуточные ситуации, как при некоторых авариях, когда горячая вода выбрасывается в атмосферу и разделяется на пар и воду.

Выбросы могут быть как постоянными, находящимися под контролем эксплуатационного персонала, так и аварийными, залповыми. Включаясь в многообразные движения атмосферы, поверхностных и подземных потоков, радиоактивные и токсические вещества распространяются в окружающей среде, попадают в растения, в организмы животных и человека.

2.2 Ограничение опасных воздействий АС на экосистемы

АС и другие промышленные предприятия региона оказывают разнообразные воздействия на совокупность природных экосистем, составляющих экосферный регион АС. Под влиянием этих постоянно действующих или аварийных воздействий АС, других техногенных нагрузок происходит эволюция экосистем во времени, накапливаются и закрепляются изменения состояний динамического равновесия.

Людям совершенно небезразлично в какую сторону направлены эти изменения в экосистемах, насколько они обратимы, каковы запасы устойчивости до значимых возмущений. Нормирование антропогенных нагрузок на экосистемы и предназначено для того, чтобы предотвращать все неблагоприятные изменения в них, а в лучшем варианте направлять эти изменения в благоприятную сторону.

Чтобы разумно регулировать отношения АС с окружающей средой нужно конечно знать реакции биоценозов на возмущающие воздействия АС. Подход к нормированию антропогенных воздействий может быть основан на эколого-токсикогенной концепции, т. е. необходимости предотвратить «отравление» экосистем вредными веществами и деградацию из-за чрезмерных нагрузок. Другими словами нельзя не только травить экосистемы, но и лишать их возможности свободно развиваться, нагружая шумом, пылью, отбросами, ограничивая их ареалы и пищевые ресурсы.

Чтобы избежать травмирования экосистем должны быть определены и нормативно зафиксированы некоторые предельные поступления вредных веществ в организмы особей, другие пределы воздействий, которые могли бы вызвать неприемлемые последствия на уровне популяций. Другими словами должны быть известны экологические емкости экосистем, величины которых не должны превышаться при техногенных воздействиях. Экологические емкости экосистем для различных вредных веществ следует определять по интенсивности поступления этих веществ, при которых хотя бы в одном из компонентов биоценоза возникнет критическая ситуация, т. е. когда накопление этих веществ приблизится к опасному пределу, будет достигаться критическая концентрация. В значениях предельных концентраций токсикогенов, в том числе радионуклидов, конечно, должны учитывать и перекрестные эффекты. Однако этого, по-видимому, недостаточно. Для эффективной защиты окружающей среды необходимо законодательно ввести принцип ограничения вредных техногенных воздействий, в частности выбросов и сбросов опасных веществ. По аналогии с принципами радиационной защиты человека, упомянутыми выше, можно сказать, что принципы защиты окружающей среды состоят в том, что должны быть исключены необоснованные техногенные воздействия, накопление вредных веществ в биоценозах, техногенные нагрузки на элементы экосистем не должны превышать опасные пределы, поступление вредных веществ в элементы экосистем, техногенные нагрузки должны быть настолько низкими, насколько это возможно с учетом экономических и социальных факторов.

АС оказывают на окружающую среду — тепловое, радиационное, химическое и механическое воздействие. Для обеспечения безопасности биосферы нужны необходимые и достаточные защитные средства. Под необходимой защитой окружающей среды будем понимать систему мер, направленных на компенсацию возможного превышения допустимых значений температур сред, механических и дозовых нагрузок, концентраций токсикогенных веществ в экосфере. Достаточность защиты достигается в том случае, когда температуры в средах, дозовые и механические нагрузки сред, концентрации вредных веществ в средах не превосходят предельных, критических значений.

Итак, санитарные нормативы предельно — допустимых концентраций (ПДК), допустимые температуры, дозовые и механические нагрузки должны быть критерием необходимости проведения мероприятий по защите окружающей среды. Система детализированных нормативов по пределам внешнего облучения, пределам содержания радиоизотопов и токсичных веществ в компонентах экосистем, механическим нагрузкам могла бы нормативно закрепить границу предельных, критических воздействий на элементы экосистем для них защиты от деградации.

Другими словами должны быть известны экологические емкости для всех экосистем в рассматриваемом регионе по всем типам воздействий.

Разнообразные техногенные воздействия на окружающую среду характеризуются их частотой повторения и интенсивностью. Например, выбросы вредных веществ имеют некоторую постоянную составляющую, соответствующую нормальной эксплуатации, и случайную составляющую, зависящую от вероятностей аварий, т. е. от уровня безопасности рассматриваемого объекта.

Ясно, что чем тяжелее, опаснее авария, тем вероятность ее возникновения ниже. Нам известно сейчас по горькому опыту Чернобыля, что сосновые леса имеют радиочувствительность похожую на то, что характерно для человека, а смешанные леса и кустарники — в 5 раз меньшую. Меры предупреждения опасных воздействий, их предотвращения при эксплуатации, создания возможностей для их компенсации и управления вредными воздействиями должны приниматься на стадии проектирования объектов. Это предполагает разработку и создание систем экологического мониторинга регионов, разработку методов расчетного прогнозирования экологического ущерба, признанных методов оценивания экологических емкостей экосистем, методов сравнения разнотипных ущербов. Эти меры должны создать базу для активного управления состоянием окружающей среды.

АЭС оказывают на окружающую среду — тепловое, радиационное, химическое и механическое воздействие. При авариях АС могут оказывать существенное радиационное воздействие на людей, экосистемы.

Выбросы АС делят на газовые и аэрозольные, выбрасываемые в атмосферу через трубу, и жидкие сбросы, в которых вредные примеси присутствуют в виде растворов или мелкодисперсных смесей, попадающие в водоемы.

Необходимая защита окружающей среды -это система мер, направленных на компенсацию возможного превышения допустимых значений температур сред, механических и дозовых нагрузок, концентраций токсикогенных веществ в экосфере.

Нормирование антропогенных нагрузок на экосистемы предназначено для того, чтобы предотвращать все неблагоприятные изменения в них.

3. Оценка воздействия на воздушную среду

3.1 Радиационное воздействие

Источниками радиационного воздействия на воздушную среду в нормальных условиях эксплуатации являются: радиоактивные газообразные выбросы (РВ) в атмосферу через вентиляционные трубы; испарение и капельный унос воды при работе брызгальных басейнов; газообразные выбросы при работе установок по переработке ТРО.

Делается расчет прогнозных оценок загрязнения территории СЗЗ газоаэрозольными выбросами для режима нормальной эксплуатации на протяжении 30 лет. Для расчета используются среднемноголетние метеорологические параметры района размещения предприятий, а расчетные данные по мощности среднегодовых газоаэрозольных выбросов радионуклидов. Список радионуклидов включает в себя 91 радионуклид с разными периодами полураспада и мощностями выброса и, соответственно, различным вкладом в дозовые нагрузки. Расчет их концентраций в воздухе проводится для радионуклидов, дающих наибольший вклад в суммарное загрязнение (табл. 3. 1).

Таблица 3.1 — Характеристики радионуклидов для прогнозной оценки загрязнения окружающей среды при нормальной эксплуатации энергоблока с реактором ВВЭР

Радионуклид

Период полураспада

Мощность выброса, Бк/сут

12. 33 года

7,1Е+09

1,82 часа

1,5Е+12

10,72 года

3,2Е+10

29,2 года

3,4Е+00

5,23 суток

3,9Е+12

30,2 года

1,2Е+05

Основной вклад в дозу облучения от газоаэрозольных выбросов при эксплуатации реактора будут давать радиоактивные благородные газы (РБГ). Максимальные среднегодовые концентрации этих радионуклидов в воздухе на расстоянии 1 км от станции составляют: для 133Хе — 1 Бк/м3; 85Kr — 0,01 Бк/м3; 41Аr — 0,2 Бк/м3. Непревышение эффективной дозы в 1 мЗв/год на население категории В достигается при концентрациях этих радионуклидов в атмосфере менее: 133Хе — 9,8 Бк/м3; 83Кr — 20 Бк/м3; 41Аr — 0,36 Бк/м3. Следовательно, максимальные расчетные концентрации РБГ в 103−106 раз ниже максимально допустимых.

3.2 Химическое воздействие

Источниками химических (нерадиоактивных) выбросов в атмосферу являются объекты и сооружения на промплощадке, в которых технологические процессы сопровождаются выделением вредных газообразных веществ. Химические выбросы АЭС в атмосферу на 85−90% состоят из выбросов пуско-резервной котельной (ПРК). Выбросы из остальных производственных установок относительно невелики ввиду малой мощности источников и наличия устройств для очистки выбросов.

Вредными составляющими химических выбросов в атмосферу из источников АЭС являются:

пыль диоксида серы (сернистый ангидрид), окиси углерода, двуоксида азота;

аммиак, бензол, ксилол, толуол, фенол, марганец и его соединения, фтористый водород, сажа, пары серной кислоты.

Максимальные приземные концентрации нерадиоактивных вредных веществ в атмосфере по всем ингредиентам, а также по группам суммации в пределах СЗЗ составляют от 0,1 до 0,3 ПДК, а за пределами СЗЗ не превышают 0,5 ПДК.

3.3 Тепловое воздействие

Атомная станция является источником значительных тепловых отходов. Приблизительно две трети тепловой энергии, произведенной реактором, не могут быть использованы для производства электроэнергии и сбрасываются в окружающую среду.

Тепловое воздействие АЭС на воздушную среду осуществляется главным образом путем перехода в приземные слои атмосферы избыточного тепла охлаждающей воды при ее испарении и частично за счет конвективной теплопередачи на границах раздела водной и воздушной сред в брызгальных бассейнах и водоеме-охладителе (ВО).

Выделение тепла с газоаэрозольными выбросами является несущественным.

Тепловое воздействие на приземные слои атмосферы проявляется в изменениях микроклимата, в первую очередь в пределах воздушного пространства, находящегося над акваторией водоемов, и распространяется на сравнительно небольшую территорию, не превышающую 10 км. Можно ожидать увеличения числа дней с туманом и гололедными образованиями. Температура воздуха существенно не изменяется.

Указанные изменения микроклимата оцениваются как незначительные и экологически допустимые.

Источниками радиационного воздействия на воздушную среду в нормальных условиях эксплуатации являются: радиоактивные газообразные выбросы, испарение и капельный унос воды, газообразные выбросы при работе установок по переработке ТРО.

Источниками химических (нерадиоактивных) выбросов в атмосферу являются объекты и сооружения на промплощадке, в которых технологические процессы сопровождаются выделением вредных газообразных веществ (сернистый ангидрид, окиси углерода, двуоксид азота, аммиак, бензол, ксилол, толуол, фенол, марганец и его соединения, фтористый водород, сажа, пары серной кислоты).

Атомная станция является источником значительных тепловых отходов.

4. Газоаэрозольные отходы

Радиоактивные газоаэрозольные отходы, образующиеся при эксплуатации АЭС после очистки или прохождения устройств, предназначенных для снижения их активности, выбрасываются в атмосферу через высотную вытяжную трубу, обычно высота трубы 100−150 м.

Количественный и качественный состав газоаэрозольных отходов в значительной степени зависит от технологической схемы АЭС (одноконтурная, двухконтурная), т. е. от типа реактора, установленного на АЭС, радиационного состояния его активной зоны, состояния (герметичности) основного оборудования АЭС, продолжительности ее работы и принятой на АЭС системы очистки (снижения активности) газообразных и аэрозольных отходов перед выбросом. Все причины, так или иначе определяющие мощность выброса АЭС, учитываются при ее проектировании, устанавливаются пределы отклонения того или иного фактора от его проектного значения, АЭС эксплуатируется так, чтобы все факторы, определяющие мощность выброса, не выходили за установленные пределы, и тогда АЭС работает без превышения мощности выброса над его допустимым значением.

Опыт эксплуатации действующих АЭС показал, что принятые при проектировании меры по ограничению мощности выброса и строгое соблюдение их при работе АЭС, эксплуатация очистных устройств в проектном режиме обеспечивали соблюдение требований СП АЭС-79: за все время работы АЭС Советского Союза в нормальном режиме не было случаев превышения мощности выброса над допустимым СП АЭС-79 значением. Иными словами, за время работы АЭС в нормальном эксплуатационном режиме в СССР не отмечено случаев нарушения действующего санитарного законодательства.

Здесь, наверное, уместно отметить, что такое положение не сложилось само по себе. Оно явилось следствием того, что уже с начала развития ядерной энергетики уделялось самое пристальное внимание вопросам защиты населения от возможных радиационных воздействий АЭС даже в режиме нормальной их эксплуатации и были научно обоснованы и разработаны меры и устройства, действующие ныне на АЭС и позволяющие в таком режиме полностью исключить случаи нарушения санитарного законодательства.

Новые «Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций СПАС-88» — дальнейшее развитие требований радиационной безопасности АЭС, разработанных на строгой научной основе с учетом и обобщением опыта, полученного при эксплуатации АЭС по СП АЭС-79. Очевидно, что соблюдение требований СП АС-88 как на «старых», так и «новых» АЭС обеспечит непревышение квоты дозового предела для населения, проживающего вблизи АЭС.

Состав аэрозольных выбросов АЭС содержит радионуклиды, находящиеся в различных физических формах, в том числе: радиоактивные благородные газы (РБГ), т. е. радионуклиды криптона (Kr) и ксенона (Xe), которые образуют как дочерние из продуктов деления, а также аргона (Ar) — продукт активации стабильного нуклида Ar, содержащегося в воздухе; йода (J), который может существовать либо в газовой, либо в аэрозольной форме. Соотношение между количеством йода в той или иной форме зависит от многих факторов: продукты деления стронций (Sr; Sz), цезий (Cs) и церий (Се), а также корозии, из которых наиболее биологически значимыми является (Zr).

Нормирование ДК в атмосферном воздухе радионуклидов, выбрасываемых АЭС, производится с учетом реальных условий жизнедеятельности человека на основе моделей облучения его тела и некоторых критических органов. Для ограниченной части населения (лица категории Б) такие модели должны учитывать следующие возможные пути облучения:

радионуклидами, содержащимися в облаке (струе) газоаэрозольного выброса (вне его или при погружении в него);

радионуклидами, осевшими на поверхность почвеннорастительного покрова;

радионуклидами, поступившими в организм человека вместе с пищей и питьевой водой;

радионуклидами, поступившими в организм человека вместе с вдыхаемыми воздухом.

Оценка допустимых концентраций радионуклидов в атмосферном воздухе основаны на расчетах доз облучения по всем указанным путям облучения критических органов человека с учетом их дозовых пределов для лиц категории Б — предел дозы (ПД) с одной стороны, и реальных вкладов активности каждого радионуклида в общую активность газоаэрозольного выброса, с другой. Для реализации такой оценки необходимо располагать зависимостью между концентрацией i-го радионуклида в атмосферном воздухе и дозой облучения j-го критического органа, формируемой этим радионуклидом по каждому пути облучения:

,(4. 1)

где nij — коэффициент дозового преобразования, Звм3/(Бкгод), показывает величину дозы облучения j-го критического органа, формируемой единичной концентрацией i-го радионуклида в атмосферном воздухе;

— эквивалентная годовая доза облучения, Зв/год;

n — соответствует номеру пути облучения;

i — массовое число радионуклидов;

j — номер критического органа;

С — среднегодовая объёмная концентрация активности радионуклида в атмосферном воздухе, Бк/м3.

(4. 2)

(4. 3)

(4. 4)

где, ПДj — предел допустимой эквивалентной годовой дозы облучения j-го органа лиц категории Б, Зв/год;

ДКбij — среднегодовая допустимая концентрация i — го радионуклида в воздухе, оценивается по всем путям облучения j-го критического органа лиц категории Б, Бк/м3.

При наличии в смеси радионуклидов и одновременном облучении нескольких критических органов, относящихся к различным группам, в соответствии с нормами должны выполнятся следующие условия:

1(4. 5)

где, Hjo — эквивалентная годовая доза, обусловленная облучением критических органов смесью радионуклидов, Зв/год;

ПДjo — предел допустимой эквивалентной годовой дозы облучения критических органов jo-й группы.

1; (4. 6)

Содержание i-го (i) или критического (к) радионуклида в выбросы можно представить:

(4. 7)

где, Ск и С — удельная активность к-го радионуклида в воздухе и общая удельная активность воздуха, Бк/м3.

Из последних зависимостей:

;; (4. 8)

где, ДКбij и ДКбкj — среднегодовая допустимая концентрация соответственно I-го и к-го радионуклида в воздухе, оценивается по всем путям облучения j-го критического органа лиц категории Б при выбросе смеси радионуклидов, Бк/м3.

ДКбij и ДКбкj определяют исходя из дозовой нагрузки j-го критического органа. Однако, она в первом случае выбирается лишь одним радионуклидом, во втором — смесью радионуклидов, содержащихся в газоаэрозольном выбросе АЭС и участвующих в облучении j-го критического органа. Это обстоятельство даёт возможность произвести проверку правильности расчетов значений ДКбij.

(4. 9)

откуда, (4. 10)

где, а — постоянное число.

ПДj = iДКбijnij; (4. 11)

Данное уравнение можно назвать уравнением баланса дозовой нагрузки j-го критического органа по результатам его облучения радионуклидами, содержащимися в газоаэрозольном выбросе АЭС. Расчет заканчивается, если равенство удовлетворяется с точностью не ниже 1%.

Рассчитанные значения ДКбij окончательные для тех радионуклидов, которые участвуют в облучении лишь одного критического органа. Если же один и тот же радионуклид одновременно облучает два критических органа. То его допустимая концентрация принимается равной меньшему значению из двух полученных.

Таким образом, окончательно будем иметь:

ДКбij = ДКбij (4. 12)

Наряду с внешним облучением желудочно-кишечного тракта (радионуклиды Zr и Се), щитовидной железы (J), кости (Sr) происходит облучение всего тела. Поэтому при расчете ДК предел дозы указанных органов следует уменьшить на ПД тела = 0,005 Зв/год. Суммирование КДП по путям облучения следует производить с точностью не более 1%. Поэтому слагаемыми, которые на три порядка меньше наибольшего слагаемого пренебрегаем.

4.1 Расчет допускаемых концентраций радионуклидов в приземном слое атмосферы

Используя приведенные выше формулы производим расчет допустимых концентраций радионуклидов в приземном слое атмосферы и результаты заносим в таблицу. Расчет производим для предела дозы ПД согласно варианта от номинального:

ПД тела = 510−3 Зв/год — В / 25 = = (5 — 5 / 25) 10−3 = (5−0,2) 10−3 = 4,8 10−3 Зв/год (4.1. 1)

аналогично:

ПД жкт = 15 10−3 Зв/год — 0,2 = 14,8 10−3 Зв/год;

ПД щт = 15 10−3 Зв/год — 0,2 = 14,8 10−3 Зв/год;

ПД кость = 30 10−3 Зв/год — 0,2 = 29,8 10−3 Зв/год.

Проверка баланса дозовой нагрузки j-го критического органа производится по результатам расчета по формуле:

ПДj = iДКбijn nij

4.2 Определение предельно-допустимых выбросов

Норматив ПДВ зависит от трёх факторов:

технологического, связанного с параметрами газоаэрозольных выбросов;

конструктивного, обусловленного конструктивными параметрами газоотводящих труб;

атмосферного, определяющего условия рассеивания газообразных выбросов.

ПВД вредного вещества в атмосферу:

ПДВ = (ДК — Сф) Кр, где: (4.2. 1)

где, ДК — допустимая концентрация вредного вещества в воздухе на уровне дыхания (нормирование выбросов АЭС определяет средние ДК как среднегодовой);

Сф — фоновая концентрация вредного вещества в воздухе на уровне дыхания (задаёмся Сф = 0);

Кр — коэффициент метеорологического разбавления, усреднённый за тот же период времени, что и ДК, м3/с.

Минимальный коэффициент метеорологического разбавления примеси в воздухе:

м3/с, где: (4.2. 2)

где, h — геометрическая высота газоотводящих труб, h = 120 м;

V — объёмный расход газоаэрозольной смеси, выбрасываемой через трубу, м/с;

Т — разность температур выбрасываемой смеси и воздуха, Т = 8 оС;

А — коэффициент, зависящей от температурной стратификации атмосферы и определяющий условия неблагоприятного вертикального и горизонтального рассеивания загрязняющих веществ в воздухе, А = 0,16;

F — безразмерный коэффициент, учитывающий осаждение вредных веществ в воздухе, F = 1;

mn — безразмерные коэффициенты, учитывающие условия выхода газоаэрозольной смеси из устья газоотводящей трубы.

(4.2. 3)

где, (4.2. 4)

где: D — диаметр устья газоотводящей трубы, D = 1,6;

Wопт — оптимальная скорость выбрасываемой газоаэрозольной смеси;

(4.2. 5)

Показатели вытянутости дозы ветров для района расположения АЭС.

(4.2. 6)

Следовательно:

= 1,56106(4.2. 7)

ПДВi = ДКiKp (4.2. 8)

При установлении ПДВ рекомендуется принимать коэффициент запаса для действующих АЭС равный 3-м в случае разовых, повышенных выбросов, загрязнения атмосферы от неорганизованных источников, т. е. 3. Значения КУВ для каждого элемента принимаем в соответствии с «Инструкцией по радиационной безопасности и радиационной защиты персонала при эксплуатации объектов ОП ЗАЭС».

Таблица 4.1 — Расчет ПДВ радионуклидов АЭС

Радионуклид

ДКбij, Бк/м3

ПДВi = Кр ДКбij

Кр = 1,56 106 м3/с

КУВi

ПДВi/КУВi

41Ar

9,555

1290,6 104

1,7 104

759

85Kr

286,7

44 725 104

54 104

828

85mKr

258,0

40 248 104

47,7 104

843

87Kr

47,78

7453,7 104

8,9 104

837

88Kr

105,1

16 396 104

19 104

862

133Xe

3440

536 640 104

636 104

843

135Xe

621,1

96 892 104

114 104

849

90Sr

0,005

0,78 104

0,016 104

48

95Zr

0,006

0,936 104

0,019 104

49

131J

0,043

6,71 104

0,019 104

353

137Cs

0,025

3,9 104

0,019 104

205

144Ce

0,0096

1,498 104

0,019 104

79

Для всех радионуклидов газоаэрозольных выбросов выполняется условие ПДВ 3 КУВ и поэтому дополнительные организационно-технические мероприятия по снижению абсолютных выбросов не предусматривается.

Количественный и качественный состав газоаэрозольных отходов в значительной степени зависит от технологической схемы АЭС.

Эксплуатация очистных устройств в проектном режиме обеспечивает соблюдение требований СП АЭС-88.

Состав аэрозольных выбросов АЭС содержит радионуклиды, находящиеся в различных физических формах, в том числе: радиоактивные благородные газы (РБГ), т. е. радионуклиды криптона (Kr) и ксенона (Xe), а также аргона (Ar) и йода (J).

Оценка допустимых концентраций радионуклидов в атмосферном воздухе основаны на расчетах доз облучения по всем указанным путям облучения критических органов человека.

5. Детекторы ионизирующих излучений

Детектор — это часть (элемент) приборов, применяющихся для обнаружения ионизирующих излучений, измерения их энергии и других свойств. Детектор является важнейшим элементом большинства приборов и сложных установок, предназначенных для измерения исследуемых излучений.

Принцип работы детектора в значительной степени определяется характером эффекта, вызванного взаимодействием излучения с веществом детектора, а детектирование излучений связано с обнаружением и измерением этого эффекта.

Как известно, прохождение ионизирующих излучений через вещество сопровождается потерей их энергии в различных процессах взаимодействия с электронами и ядрами атомов. Детектор преобразует поглощенную в нем энергию в какой-либо другой вид энергии, удобный для регистрации. Обычно применяются такие детекторы, в которых энергия излучения преобразуется в электрический сигнал.

Действие большинства детекторов основано на обнаружении эффекта от ионизации или возбуждения атомов или молекул вещества ионизирующим излучением. К детекторам, основанным на обнаружении эффекта от ионизации в газе, относится ионизационные камеры и газоразрядные счетчики.

5. 1 Ионизационная камера

В ионизационной камере электроны и положительные ионы, образованные излучением, под действием сил электрического поля перемещаются к соответствующим электродам, что приводит к появлению тока во внешней цепи. Величина этого тока может служить мерой ионизационного эффекта. Если допустить, что ионизирующие частички проходят через камеру со скоростью N (с-1) и каждая из них теряет энергию Е (МеВ), то величину заряда, который собирается на электродах за единицу времени, можно вычислить по формуле:

(5. 1)

Рис. 5.1 — Ионизационная камера

5.2 Газоразрядный счетчик

В газоразрядном счетчике в отличие от ионизационных камер используется эффект газового усиления за счет вторичной ионизации, в результате которого число электронов и положительных ионов, достигающих соответствующих электродов, во много раз превышает число ионов, образованных при первичной ионизации

При прохождении ионизирующих излучений через некоторые вещества возникает флуоресценция (свечение) в результате перехода возбужденных атомов или молекул в основное состояние. Световые вспышки с помощью фотоэлектронного умножителя преобразуются в электрический сигнал. Детекторы, в которых используется эффект флуоресценции, называются сцинтилляционными счетчиками.

Сцинтилляционный счетчик — детектор, основне элементы которого -вещество, которое люминесцирует под действием заряженных частичек, и фотоэлектронный умножитель. Заряженная частичка проходит через вещество, вызывая не только ионизацию атомов и молекул, а и их возбуждение. Переход атомов и молекул из возбужденного состояния в основной сопровождается излучением кванта видимого или ультрофиолетового диапазона. Каждая такая световая вспышка, которую называют сцинтилляциею, регистрируется фотоэлектронным умножителем, электрические импульсы из выхода которого подаются в систему регистрации. Типовыми материалами для сцинтилляционных счетчиков есть кристалы ZnS (Ag), NaI (Tl), Сsl (Тl) (в скобках указан активатор, который вызывает сцинтилляции в кристале), кадмиевые и кальциевые соли вольфрамовой кислоты, галиды лития, а также органические сцинтилляторы — антрацен C14H10, стильбен C14H10, растворы толуена, ксилена, фенилциклогексана. Внешний вид сцинтилляционного счетчика изображен на рис. 5.2. Превосходство такого счетчика — высокая чувствительность (из-за высокой плотности рабочего вещества), особенно до г — излучения, быстродействие и возможность определить энергию частички или кванта излучения.

Поглощение энергии ионизирующих излучений в веществе может вызывать различные химические реакции, приводящие к необратимым изменениям в химическом составе вещества. Измеряя «выход» химических реакций, т. е. количество вновь образованных конечных продуктов реакций, можно определить поглощенную энергию. На этом принципе основаны химические детекторы ионизирующих излучений.

Ионизирующие излучения воздействуют на чувствительные фотоматериалы и подобно видимому свету вызывают их почернение. Поглощенная энергия излучения определяется по плотности почернения. На этом принципе основаны фотографические детекторы.

Рис. 5.2 — Сцинтилляционный счетчик

В зависимости от того, какие из этих изменений используются для регистрации, различают ионизационные, сцинтилляционные, химические и фотографические методы обнаружения и измерения ионизирующих излучений.

Из вышеперечисленных методов наибольшее применение в войсковой дозиметрической аппаратуре получил ионизационный метод. Сцинтилляционный, химический и фотографический методы применяются в специальных случаях.

Детектор — это часть (элемент) приборов, применяющихся для обнаружения ионизирующих излучений, измерения их энергии и других свойств.

Детекторы, основанные на обнаружении эффекта от ионизации в газе- это ионизационные камеры и газоразрядные счетчики.

Различают ионизационные, сцинтилляционные, химические и фотографические методы обнаружения и измерения ионизирующих излучений.

6. Уровень радиационной безопасности АЭС Украины

Эксплуатация атомных электрических станций (АЭС) в Украине осуществляется в соответствии с требованиями Законов «Об использовании ядерной энергии и радиационную безопасность», «О защите человека от влияния ионизирующих излучений», Норм радиационной безопасности Украины (НРБУ-97) и др. Целью действующего законодательства в этой сфере является определение основных требований к охране здоровья от возможного вреда, связанного с облучением источниками ионизирующего излучения, требований к безопасной эксплуатации АЭС, а также требований к охране окружающей природной среды.

Соответственно, действующая атомная электрическая станция удовлетворяет требованиям безопасности, если ее радиационное влияние не приводит к превышению установленных дозовых границ облучения персонала АЭС и населения, а также нормативов на газо-аэрозольные выбросы и жидкие сбросы, на содержание радиоактивных веществ в окружающей среде.

Нормирование влияния АЭС на окружающую среду осуществляется по уровням выбросов и сбросов радиоактивных веществ в окружающую среду, основными дозоформирующими из которых являются: газо-аэрозольные выбросы инертных радиоактивных газов, радионуклидов йода, цезия-137, кобальта-60 и водные сбросы цезия-137 и кобальта-60 (рис. 6. 1−6. 6).

Уровень их поступления в окружающую среду представлен в процентном отношении к соответствующим допустимым уровням, наработанным на любой АЭС и согласованным с Министерством здравоохранения Украины. Допустимые уровни рассчитаны таким образом, чтобы радиоактивные вещества, которые могут попасть с АЭС в окружающую среду, не создали дозу облучения населения выше предела, установленного нормами радиационной безопасности (40 микроЗиверт от газо-аэрозольных радиоактивных веществ и 10 микроЗиверт от радиоактивных веществ, которые попадают в окружающую среду с водными сбросами).

Как видно из графиков, реальные уровни выбросов и сбросов радиоактивных веществ за прошедшие 2009−2010 гг. и за январь текущего года в процентном отношении к допустимым не превышают единиц процента.

Рис. 6.1 — Среднесуточные выбросы инертных радиоактивных газов в течение месяца (процент от допустимого суточного уровня)

Рис. 6.2 — Среднесуточные выбросы йода-131 в течение месяца (процент от допустимого суточного уровня)

Рис. 6.3 — Среднемесячные выбросы цезия-137 (процент от допустимого месячного уровня)

Рис. 6.4 — Среднемесячные выбросы кобальта-60 (процент от допустимого месячного уровня)

Рис. 6.5 — Квартальные сбросы цезия-137 (процент от допустимого годового уровня)

Рис. 6.6 — Квартальные сбросы кобальта-60 (процент от допустимого годового уровня)

На рис. 6.7 показана средняя индивидуальная доза облучения персонала АЭС на протяжении 2010 г. Из графика видно, что средняя индивидуальная доза облучения персонала АЭС, который обслуживает ядерные установки (категория А), за минувший год не превысила 1,7 милизивертов, что составляет 9% от лимита годовой дозы облучения для персонала категории, А (20 милизиверт). Для сравнения: доза внешнего облучения населения от естественного радиационного фона составляет 1 милиЗиверт в год.

Рис. 6.7 — Средняя индивидуальная доза облучения персонала АЭС за квартал

В целом радиационные параметры, которые характеризуют работу АЭС в 2009 — 2010 гг. и в январе 2011 года, не превышали нормативных значений, а радиационная защита персонала и населения обеспечивались на достаточном уровне. Эксплуатация АЭС за последние годы не вызвала никаких экологических изменений, которые бы свидетельствовали об ухудшении состояния окружающей среды в районе их расположения по сравнению с предшествующими годами.

Действующие АЭС удовлетворяют требованиям безопасности, если их радиационное влияние не приводит к превышению установленных дозовых границ облучения персонала АЭС и населения, а также нормативов на газо-аэрозольные выбросы и жидкие сбросы, на содержание радиоактивных веществ в окружающей среде.

Допустимые уровни рассчитаны таким образом, чтобы радиоактивные вещества, которые могут попасть с АЭС в окружающую среду, не создали дозу облучения населения выше предела, установленного нормами радиационной безопасности.

Эксплуатация АЭС за последние годы не вызвала никаких экологических изменений.

7. Средства защиты атмосферы

Средства защиты атмосферы должны ограничивать наличие вредных веществ в воздухе среды обитания человека на уровне не выше ПДК. Во всех случаях должно соблюдаться условие:

С+сф ПДК (7. 1)

по каждому вредному веществу (сф — фоновая концентрация).

Соблюдение этого требования достигается локализацией вредных веществ в месте их образования, отводом из помещения или от оборудования и рассеиванием в атмосфере. Если при этом концентрации вредных веществ в атмосфере превышают ПДК, то применяют очистку выбросов от вредных веществ в аппаратах очистки, установленных в выпускной системе. Наиболее распространены вентиляционные, технологические и транспортные выпускные системы.

На практике реализуются следующие варианты защиты атмосферного воздуха:

-вывод токсичных веществ из помещений общеобменной вентиляцией;

-локализация токсичных веществ в зоне их образования местной вентиляцией, очистка загрязненного воздуха в специальных аппаратах и его возврат в производственное или бытовое помещение, если воздух после очистки в аппарате соответствует нормативным требованиям к приточному воздуху;

-локализация токсичных веществ в зоне их образования местной вентиляцией, очистка загрязненного воздуха в специальных аппаратах, выброс и рассеивание в атмосфере;

-очистка технологических газовых выбросов в специальных аппаратах, выброс и рассеивание в атмосфере; в ряде случаев перед выбросом отходящие газы разбавляют атмосферным воздухом;

-очистка отработавших газов энергоустановок, например, двигателей внутреннего сгорания в специальных агрегатах, и выброс в атмосферу или производственную зону (рудники, карьеры, складские помещения и т. п.)

Для соблюдения ПДК вредных веществ в атмосферном воздухе населенных мест устанавливают предельно допустимый выброс (ПДВ) вредных веществ из систем вытяжной вентиляции, различных технологических и энергетических установок. Предельно допустимые выбросы ГТДУ самолетов гражданской авиации определены ГОСТ 17.2.2. 04−86, выбросы автомобилей с ДВС — ГОСТ 17.2.2. 03 — 87 и рядом других.

Распространение газообразных примесей и пылевых частиц диаметром менее 10 мкм, имеющих незначительную скорость осаждения, подчиняется общим закономерностям. Для более крупных частиц эта закономерность нарушается, так как скорость их осаждения под действием силы тяжести возрастает. Поскольку при очистке от пыли крупные частицы улавливаются, как правило, легче, чем мелкие, в выбросах остаются очень мелкие частицы; их рассеивание в атмосфере рассчитывают так же, как и газовые выбросы.

В зависимости от расположения и организации выбросов источники загрязнения воздушного пространства подразделяют на затененные и незатененные, линейные и точечные. Точечные источники используют тогда, когда удаляемые загрязнения сосредоточены в одном месте. К ним относят выбросные трубы, шахты, крышные вентиляторы и другие источники. Выделяющиеся из них вредные вещества при рассеивании не накладываются одно на другое на расстоянии двух высот здания (с заветренной стороны). Линейные источники имеют значительную протяженность в направлении, перпендикулярном к ветру. Это аэрационные фонари, открытые окна, близко расположенные вытяжные шахты и крышные вентиляторы.

Основным документом, регламентирующим расчет рассеивания и определения приземных концентраций выбросов промышленных предприятий, является «Методика расчета концентраций в атмосферном воздухе вредных веществ, содержащихся в выбросах предприятий. ОНД — 86». Эта методика позволяет решать задачи по определению ПДВ при рассеивании через одиночную незатененную трубу, при выбросе через низкую затененную трубу и при выбросе через фонарь из условия обеспечения ПДК в приземном слое воздуха.

Аппараты очистки вентиляционных и технологических выбросов в атмосферу делятся на: пылеуловители (сухие, электрические, фильтры, мокрые); туманоуловители (низкоскоростные и высокоскоростные); аппараты для улавливания паров и газов (абсорбционные, хемосорбционные, адсорбционные и нейтрализаторы); аппараты многоступенчатой очистки (уловители пыли и газов, уловители туманов и твердых примесей, многоступенчатые пылеуловители). Их работа характеризуется рядом параметров. Основными из них являются активность очистки, гидравлическое сопротивление и потребляемая мощность.

ПоказатьСвернуть
Заполнить форму текущей работой