Методическое пособие 593

рактеристики: допустимые выбросы, которые сравнительно легко контролировать.

Регламентация радиоактивных отходов на АЭС основывается на двух основных принципах:

1)непревышение установленных в табл. 3.1 пределов дозы, при этом дозы рассчитываются с учетом всех путей воздействия;

2)сохранение фактических уровней выбросов и сбросов, достигнутых в результате длительной эксплуатации, при условии, если они не противоречат первому требованию, т.е. не приводят к превышению установленного предела доз.

На практике используется тот принцип, который обеспечивает более высокий уровень радиационной безопасности и чистоты окружающей среды. Допустимые выбросы АЭС устанавливают в зависимости от номинальной мощности АЭС N. Если номинальная мощность (электрическая) менее или равна 6 ГВт, то используется допустимый нормализованный выброс (ДНВ). В противном случае устанавливается предельно допустимый выброс ПДВ (табл. 3.2-3.3).

Допускается пятикратное превышение выброса радионуклидов суточного или месячного контроля при условии, что за один квартал или за один год соответственно не будет превзойден предел выброса.

Система технической безопасности АЭС, обеспечивающая защиту населения при максимальной проектной аварии (МПА), должна быть так спроектирована, чтобы рассчитанная при наихудших погодных и прочих условиях на границе сани-

тарно-защитной зоны и за ее пределами ожидаемая эквивалентная доза Нс не превосходила значений, приведенных в табл. 3.4.

90

Таблица 3.2 Допустимые нормализованные выбросы (ДНВ) и предельно

допустимые выбросы (ПДВ) радионуклидов суточного контроля

Таблица 3.3 Допустимые нормализованные выбросы (ДНВ) и предельно

допустимые выбросы (ПДВ) радионуклидов месячного контроля

Таблица 3.4 Пределы ожидаемых эквивалентных доз Нс при максимальной

проектной аварии

91

Наряду с МПА в принципе с очень малой вероятностью возможна гипотетическая авария (ГА), для которой проектом не предусматриваются технические меры, обеспечивающие безопасность АЭС. Для этого случая предусматриваются критерии для принятия решений о мерах защиты населения в случае аварии реактора (табл. 3.5).

Таблица 3.5

с

Пределы ожидаемых эквивалентных доз Н для принятия решений в случае ГА, Зв (бэр)

Если облучение не превосходит уровень А, нет необходимости принимать экстренные меры, связанные с временным нарушением нормальной жизнедеятельности населения. Если облучение превосходит уровень А, но не достигает уровня Б, рекомендуется принимать решения с учетом конкретной обстановки и местных условий. Если загрязнение достигает или превосходит уровень Б, рекомендуется принимать экстренные меры, обеспечивающие радиационную защиту населения: немедленное укрытие населения в помещения; ограничение пребывания населения на открытой местности; с учетом конкретной обстановки оперативная организованная эвакуация; йодная профилактика; исключение или ограничение употребления в пищу загрязненных продуктов; перевод молочнопродуктивного скота на незагрязненные пастбища или фуражные корма.

К прямым путям воздействия относятся: внешнее фотонное и -излучение от радиоактивного облака и загрязненной почвы, внутренне облучение от вдыхания или заглатывания радионуклидов. Рассмотрим простейшие примеры.

Пример. Рассчитать эквивалентную дозу на поверхности тела, создаваемую фотонным излучением от облака радиоактивных газов смеси изотопов Kr и Xe для гипотетической ава-

92

рии на реакторе ВВЭР-440, когда 10 % общего количества инертных радиоактивных газов (ИРГ) в активной зоне поступило в атмосферу. При этом эффективная высота выброса h=30 м; предшествующая компания Т=3 года; скорость ветра u=1,6 м/с; категория погоды по Пасквиллу F; расстояние х=3 км; коэффициент шероховатости z0=10 см (сельская местность); коэффициент экранирования зданиями кэ=0,4. Фракционированием изотопов пренебрегаем.

Решение. Время движения радиоактивного облака до точки детектирования t, с определяется по формуле

Из таблицы определяем, что загрузка реактора составляет

41,5 т.

В табл. 3.7 приведены данные об удельной активности изотопов Kr, Xe, I в облученном топливе ВВЭР-440, Аm, Бк/т.

93

Таблица 3.7 Удельная активность изотопов в облученном

топливе ВВЭР-440 Аm, Бк/т U

Из табл. 3.7 определяем, что удельная активность Kr со-

ставляет 4,06·1016 Бк/т, а для Xe 1,07·1017 Бк/т.

Полная активность смеси ИРГ, достигшая детектора Q0 , Бк определяется по формуле

Q0 4,06 1016 1,07 1017 41,5 10% 6,14 1017 Бк= = (1.66·107 Ки).

Из рис. 3.1-3.4 находим, что для данной задачи коэффициент метрологического разбавления G0=6 10-5 с/м3.

Из табл. 3.8 определим дозовые коэффициенты изотопов Kr, Xe, I в ВВЭР-440. Для условий нашей задачи Ваγ=1,07 мкЗв·м3/(год·Бк)=0,126 бэр·м3/(с·Ки).

Поскольку точка детектирования расположена за зоной максимума приземной концентрации, использование геометрии облака в форме полубесконечного пространства допустимо. При этом эквивалентная доза от временного выброса H , Зв, бэр может быть определена по формуле

H 1,66 107 0,126 6,0 10 5 0,40,4 31бэр = 0,31 зВ.

94

Таблица 3.8

Дозовые коэффициенты изотопов

Полученные дозы внешнего излучения несколько превосходят пределы ожидаемых доз для принятия решения в случае гипотетической аварии Н=0,25 Зв. В действительности дозы внешнего и внутреннего облучения будут значительно выше, чем только дозы изотопов Кr и Xe, за счет вклада других радионуклидов и других путей облучения.

На основании вышеприведенных формул можно решить обратную задачу, определив допустимый выброс, зная предельные дозы облучения.

95