Аварии (катастрофы) на РОО. Характеристика загрязнения

Аварии (катастрофы) на РОО. Характеристика загрязнения

Окружающей среды. Принципы зонирования районов загрязнения

Введение. Общие сведения об атомной энергетике

Ядерную энергетику начали развивать страны, которые первыми создали мощную ядерную индустрию, где было накоплено большое количество ядерного топлива (ядерных делящихся материалов) и был подготовлен корпус специалистов – США, СССР, Англия, Франция. Первая атомная электростанция была построена в СССР в 1953г. (Обнинская АЭС, пущена 27 июня 1954г., мощность 3000 кВт). Она была маломощная, неэкономичная – ее строительство было связано, прежде всего, с политическими и научными целями. Была практически доказана возможность использования энергии атома для производства электроэнергии.

На планете в 32-х странах мира сейчас действуют 434 АЭС. По данным МАГАТЭ ядерная энергетика обеспечивает ~ 18% мирового энергоснабжения.

По наиболее развитым странам:

- во Франции – 56 АЭС           ³ 75%

- в Бельгии                                ~ 67%

- в Швеции                                ~ 50%          В целом по странам

- в Японии – 50 АЭС                ~ 35%          Западной Европы -      

- в США – 113 АЭС (101,5 ГВт) ~ 19%          около 30%

- в Канаде – 16 ЭБ (9,5 ГВт)        ~ 14,7%

- в России – 29 ЭБ (21,2 ГВт)  ~ 14,4%

Сейчас в мире ведется строительство ~ 150 новых АЭС и 78 энергоблоков на уже действующих АЭС. В России ведется строительство 8 АЭС и проектируется еще 15. В Китае планируется построить 12 АЭС (3 действуют), в Южной Корее действуют 10 АЭС и ведется строительство 8 новых АЭС.

Справка

· В РФ насчитывается 34 тысячи ядерных и радиационно опасных объектов, 29 атомных энергоблоков, 113 научно-исследовательских реакторов, критических и подкритических сборок с ядерными материалами, 21 предприятие топливно-энергетического цикла, 245 атомных подводных лодок, их которых 120 выведены из эксплуатации, содержат 170 атомных реакторов с невыгруженным топливом, 12 атомных надводных судов, тысячи тонн отработанного ядерного топлива, 3 миллиарда кюри временно захороненных радиоактивных отходов.

· МАГАТЕ – международная организация, курирующая все работы, связанные с ядерными реакторами и ЯДМ. Организована в 1955г. при ООН, штаб-квартира в Вене.

Американские АЭС

· Согласно официальным данным по состоянию на август 1989г. в США эксплуатировались 113 АЭС полезной мощностью 101438 МВт. Из них 111 АЭС находились в стадии коммерческой эксплуатации. Две другие АЭС «Шорхем» электрической мощностью 836 МВт имеют разрешение на работу при номинальной мощности, в АЭС «Сибрук-1» на 1199 МВт – при ограниченной мощности. Что касается строящихся АЭС, то большинство из них готовы в среднем на 50…70%, а семь – на 75…100%, причем четыре АЭС – «Белфонт-1» и «Белфонт-2», «Команчи-Пик-1» и «Уотс-Бар-1» находятся в предпусковом состоянии. (См.подробно – «Радиация. Дозы, эффекты, риск». Изд.«Мир», перев. с англ., 1988г.).

· На сегодня 1 т ядерного топлива эквивалентна 84.000 т угля или 78.000 т нефти (это для ядерного реактора на тепловых нейтронах).

· Критическая сборка представляет собой устройство (как и ядерный реактор), в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления тяжелых ядер (уран, плутоний, торий). Критическая сборка отличается от реактора низкой мощностью (не более 100 Вт), достаточной лишь для уверенной работы системы управления и защиты при проведении физических экспериментов. Критическая сборка позволяет изменить геометрию и состав активной зоны, уровень замедлителя и отражателя.

В остальном критическая сборка – полномасштабный прототип ядерного реактора (по размеру и составу активной зоны), но не имеющий фундаментальной биологической защиты и системы принудительного охлаждения активной зоны.

В энергоблоках АЭС в основном используются реакторы на тепловых нейтронах следующих типов:

- водо-водяные энергетические реакторы типа ВВЭР-440 (электрическая мощность в МВт) и –1000;

- водографитовые канальные реакторы большой мощности типа РБМК-1000, -1500.

Ядерный реактор – это установка, в которой для получения тепловой энергии используется управляемая цепная реакция деления.

Упрощенная схема ядерного энергетического реактора может быть представлена следующим образом:

ВВЭР – корпусной реактор, в котором давление пара держится корпусом ядерного реактора. Реактор двухконтурный – пар образуется во втором контуре парогенератора (не радиоактивен, т.к. не связан с циркуляцией теплоносителя через активную зону в первом контуре). Теплоносителем и замедлителем нейтронов в активной зоне является вода (отсюда и название реактора – «водо-водяной»). Топливо, загружаемое в активную зону (урановые блоки – см.схему), представляет собой двуокись урана UO₂, обогащенную ураном-235 до 4,4%. Двуокись урана спекается с карбидом бора и используется в виде таблеток диаметром 7,6 мм, которые затем помещаются в трубки из циркония размером 9,1´0,69 мм и длиной ~ 3,0 м. Масса одной такой трубки, называемой тепловыделяющим элементом – ТВЭЛ, составляет ~ 1,6 кг. ТВЭЛы объединяются в тепловыделяющие сборки – ТВС. 1 ТВС содержит 90 ТВЭЛов. Всего в реакторах типа ВВЭР может быть размещено от 151 до 349 ТВС в зависимости от мощности реактора. Масса загруженного урана составляет от 41 до 66 т. Среднее суммарное содержание продуктов деления в 1 т отработавшего топлива для реакторов этого типа примерно 40 кг. Размеры корпуса реактора: диаметр – 4,5 м, высота – 11,8 м.

РБМК – водографитовый канальный реактор. Давление держится независимо в каждом канале. Замедлитель – графит, теплоноситель – вода. Активная зона реактора – вертикальный цилиндр диаметром 11,8 м, высотой 7 м. Боковой отражатель толщиной 1,0 м, а торцевые – 0,5 м. Материал – графит с r = 1,65 г/см³. Реактор размещен в бетонной шахте 21,6´21,6´25,5 м.

ТВС – 18 стержневых ТВЭЛов диаметром 13,5 мм, толщина стенок 0,9 мм, длина ~ 3,5 м, заполненных таблетками диаметром 11,5 мм из UO₂. Обогащение по U²³⁵ до 2,9...3,2% (раньше было с 1,8...2,2%). Количество загружаемого топлива – двуокиси урана 218 т (остаток 209 т – 96%), из них 5,45 т урана U²³⁵. Число испарительных каналов – 1693. В каждый канал помещается по две последовательно соединенных ТВС. Число ТВС – 3386. Кампания реактора 3 года. Асса урана в кассете – 115 кг, t пара » 280°С, Р = 65 МПа.

Этими реакторами оснащены: ЛАЭС, Курская, Смоленская, Балаковская.

Суммарное содержание продуктов деления в 1 т отработавшего топлива 57 кг.

Территорий

Характер загрязнения атмосферы и местности при авариях АЭС имеет ряд особенностей:

1) Длительность выбросов составляет от нескольких десятков минут до нескольких часов;

2) Периодичность стохастических (вероятностных) выбросов газожидкостных аэрозолей составляет несколько часов;

3) Длительность р/а загрязнения определяется свойствами долгоживущих и легколетучих элементов, таких как Cs^134,137, Sr^89,90, J^131,133.

4) Сложность конфигурации границ зон загрязнения обуславливается большой высотой выбросов (от 200 до 1500 м), их значительной продолжительностью и изменениями направлений и скоростей ветра в течение времени выбросов;

5) Радиоактивное загрязнение местности носит неравномерный и очаговый характер особенно на больших расстояниях от места аварии;

6) Имеет место периодическое изменение уровня радиации в зонах выпадения осадков за счет явления переноса радиоактивных веществ (вторичного пылеообразования);

7) Важной особенностью аварийного выброса радиоактивных веществ является то, что они представляют собой мелкодисперсные частицы, обладающие свойством плотного сцепления с поверхностями предметов, особенно металлических, а также способностью сорбироваться одеждой и кожными покровами человека, проникать в протоки потовых и сальных желез. Это снижает эффективность дезактивации и санитарной обработки.

Район или зона радиоактивного загрязнения может быть охарактеризована рядом параметров: .

1. Активность продуктов деления в выбросе изменяется во времени следующим образом:

,

где n – зависит от возраста продуктов деления в выбросе и изменяется от 0,15 до 1,2.

2. Мощность дозы на местности  изменяется во времени по аналогичному закону

,

где t – текущее время, ч; t_о – время после аварии, ч.

Для t_о = 1 ч после аварии . Показатель степени «n» можно определить, если произвести два измерения мощности дозы  и  в моменты времени t₁ и t₂ для данной точки местности:

.

3. Доза излучения на местности зависит от величины мощности дозы (1) и продолжительности воздействия излучения Т:

Справка:

1).   

                            .

2).                       - площадь трапеции.

Загрязнение радиоактивное – присутствие радиоактивных веществ техногенного происхождения на поверхности или внутри материала (вещества) или тела человека, в воздухе, которое может привести к облучению в индивидуальной дозе более 10 мкЗв/год (1000 мкР/год) («НРБ-99»).

Уровни загрязнения почвы Cs -137 на территории Ленинградской области характеризуются значениями 0,3…1,0 Ки/км², достигая на отдельных участках значений 2,0…2,5 Ки/км². Интенсивность радиационного воздействия Cs-137 будет снижаться в 2 раза в течение каждых 7…10 лет. Дозовая нагрузка в среднем составляет 0,1…0,2 бэр/год (1…2 мЗв/год).

Йодная профилактика