5 Величины сбросов и выбросов 3h с аэс при нормальной эксплуатации

Реакторные установки АЭС конструируются таким образом, что в штатном режиме работы основная часть образующихся радионуклидов изолирована от биосферы и лишь небольшие количества радионуклидов поступают в окружающую среду с газоаэрозольными выбросами и жидкими сбросами, где они рассеиваются в атмосфере и поверхностных водах региона размещения АЭС. Как показывает более чем 50-летний опыт радиационного контроля окружающей среды в России (СССР), поступление таких количеств радионуклидов в биосферу не приводит к существенному изменению радиационного фона в районе размещения АЭС [19].

Газовые и аэрозольные отходы АЭС выбрасывают в атмосферу через трубы, установленные на территории или непосредственно на здании АЭС. Обычно высота трубы над поверхностью земли составляет 100-150 м. Газы и аэрозоли, попав в атмосферу, подхватываются воздушными потоками, перемешиваются с воздухом и под действием ветра уносятся от трубы.

В водоем-охладитель допускается сбрасывать только жидкие отходы, концентрация радиоактивных веществ в которых не превышает допустимой концентрации. Жидкие отходы с низкой концентрацией радиоактивных веществ, попадая в водоем, еще более разбавляются, и концентрация их в водоеме оказывается существенно меньшей допустимых концентраций.

Со стороны АЭС источниками радиоактивного загрязнения водоема являются:

1. сбросы дебалансных вод;

2. сбросы вод спецпрачечных и душевых;

3. протечки радиоактивно загрязненной воды в контур технического водоснабжения;

4. аэрозольные выпадения из газоаэрозольного выброса АЭС на зеркало водоема-охладителя;

5. талые и ливневые воды, смывающие аэрозольные выпадения выброса АЭС с ее территории и с территории водосбора водоема-охладителя.

В таблице А1 приложения А приведены нормированные выбросы основных радионуклидов с реакторов с 1970 по 1997 годы [20, 21].

Необходимо отметить, что сброс углерода-14, выброс трития и углерода-14 на российских АЭС не контролируется и не нормируется.

5.1 Величины сбросов и выбросов аэс 3h при нормальной эксплуатации

Как было отмечено в пункте 2.1, при эксплуатации любых АЭС тритий образуется в топливе при тройном делении и в теплоносителе в основном при активации примесей и технологических добавок (бор, литий, дейтерий). На АЭС с легководным теплоносителем большая часть образующегося трития диспергируется в окружающей среде. Только небольшая часть трития локализуется в составе твердых и отвержденных отходов. При переработке отработавшего топлива, в котором локализована основная часть образовавшегося трития, технологические растворы либо используются повторно, либо закачиваются в специальные глубинные формации. При эксплуатации АЭС диспергирование трития в окружающей среде чаще всего не создает неприемлемую радиологическую опасность. Однако, при экстремальных метеорологических условиях (инверсия, сверхадиабатический температурный градиент, атмосферные осадки и т.п.), а также при некоторых регламентных работах на локальном уровне концентрация трития в атмосфере и гидросфере может превысить предельно допустимую [3].

В таблице 5 приведена скорость генерации трития в топливе и в теплоносителе первого контура реакторов различных типов в пересчете на 1 МВт электрической мощности [3].

Таблица 5

Скорость образования трития Ки/МВт-эл год на АЭС с различными реакторами

Источник трития	АЭС с реактором
	BWR	PWR	HWR	HTGR
Тройное деление	20	20	20	7-10
Бор в теплоносителе	-	0,5	-	-
Активация дейтерия	0,01	0,1	600	-
Активация лития	0,01	0,1	0,1	-
Активация азота	0,001	0,01	0,01	-
Активация гелия	-	-	-	100-200
Бор в стержнях	9	9	9	-
Всего	29	30	620	100-200

При расчетах скорости образования трития в теплоносителе предполагалось, что содержание бора составляет всего 500 ppm. В условиях эксплуатации АЭС с ВВЭР содержание борной кислоты в теплоносителе значительно выше, чем в PWR, и составляет 4 – 8 г/л, поэтому скорости образования трития из бора и примеси лития при их взаимодействии с нейтронами значительно выше. В таблице 6 приводится расчетные и подтвержденные экспериментом скорости образования трития при характерном эксплуатационном режиме пятого блока Нововоронежской АЭС (ВВЭР-1000) [3]. Такие скорости образования приводят к стационарной концентрации трития в воде первого контура 4,1·10⁶ Бк/л.

Таблица 6

Образование трития в ВВЭР-1000 при продолжительности кампании 300 суток

Источники образования трития	Ядерная реакция	Количество трития
		Бк	%
Ядерное топливо	Тройное деление 235U	3,56·1014	75,7
	Тройное деление 238U	3,59·1013	7,6
	3He(n,p)3H	3,33·1011	0,06
	6He, 6Li	1,81·1013	3,9
Химические реагенты в теплоносителе	10В(n, 2α) 3H	1,89·1013	4,0
	7Li(n, α n) 3H	3,7·1010	0,01
	6Li(n, α) 3H	4,07·1013	8,7
Естественный дейтерий в теплоносителе	2H(n, γ )3H	1,48·1011	0,03

Тритий не генерируется в поглощающих стержнях реакторов PWR, поскольку материал в них является смесью серебра, индия и кадмия. Разделить эмиссию в атмосферу и поверхностные воды очень трудно. Можно ожидать скорости эмиссии трития из АЭС с реакторами различных типов на уровне величин, приведенных в таблице 7 [3], которые подтверждены некоторыми измерениями. Необходимо отметить, что для ВВЭР с борным регулированием (среднее содержание борной кислоты 4 г/л) скорость генерации трития в теплоносителе и поступления его в окружающую среду должны быть увеличены по сравнению с PWR одинаковой мощности в среднем в 1,4·10³ раза.

Таблица 7

Скорость эмиссии ³Н из энергетических реакторов при нормальной эксплуатации и на перерабатывающих предприятиях без улавливания трития

Промышленный источник трития	Реактор	Скорость эмиссии, Ки/год
		Атмосфера	Поверхностные воды
Реактор 1000 МВт-эл.	BWR	30	150
	PWR	20	900
	HTR	10	900
	FBR	100	200
Предприятие переработки отработавшего топлива на 1 ГВт-эл.	BWR/PWR	1,75·104	250
	HTR	1,5·104	250
	FBR	1,5·104	250

Эмиссия трития в атмосферу и гидросферу в процессе нормальной эксплуатации АЭС формируется при организованных утечках теплоносителя первого и второго контура, при продувках и промывках технологического оборудования, при переработке элементов системы очистки радиоактивных сред и т.п. Например, при неорганизованной утечке теплоносителя первого контура 65 – 75 % содержащегося в нем трития удаляется в виде парогазовой смеси системой вентиляции реакторной оболочки, остальная часть трития перерабатывается в составе эксплуатационных радиоактивных отходов. Заметное количество трития поступает в атмосферу при кондиционировании отработавших ионообменных смол [3].

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.

Обычно на АЭС с ВВЭР мощность выброса трития и его активность, выбрасываемая, например, за год работы АЭС, несколько больше, чем на АЭС с РБМК. Объемная активность трития в выбросе АЭС с РБМК - 1000 составляет (3-4)·10^-1 Бк/л, т. е. мощность выброса трития - максимум порядка 10⁸-10⁹ Бк/сут с двух энергоблоков. (В формировании этих значений, естественно, участвует глобальный и естественный тритий, попадающий на АЭС с приточной вентиляцией.) Поскольку мощность выброса трития невелика, для оценок можно принять, что вне зависимости от типа реактора, работающего на АЭС (технологической схемы АЭС), активность трития, удаляемая с АЭС в атмосферу, за год составляет не более нескольких единиц ·10¹⁴ Бк, а мощность выброса 10⁷- 10⁹ Бк/сут. Так, например, в штатном режиме работы КАЭС при коэффициенте используемой мощности 0,7 годовой газоаэрозольный выброс трития в атмосферу составляет примерно 11,1 ТБк/год. Это создает объемную активность трития в приземном слое атмосферы, равную не более нескольких единиц или нескольких десятков Бк/м³. При такой объемной активности трития в приземной атмосфере дозовая нагрузка на индивидуума из населения (верхняя оценка) составит не более 10^-8 Зв/год [8].

В таблице 8 приведены значения нормализованных выбросов в атмосферу от работы одного блока ВВЭР-1000.

Таблица 8

Нормализованные выбросы в атмосферу от работы одного блока ВВЭР-1000

Виды радиоактивных выбросов	Суммарная активность ТБк/(ГВт ∙ год)
Радиоактивные благородные газы (РБГ)	48
Тритий	2,8
Долгоживущие радионуклиды	1,0
Углерод - 14	0,2
Йод - 131	1,2
Всего	53,2

В жидкие сбросы радионуклиды могут попадать при наличии протечек с водой промежуточного контура, из систем охлаждения конденсаторов турбин, а также с дебалансными водами. Тритий вносит наибольший вклад в загрязнение водоемов-охладителей. На АЭС с ВВЭР сбросы трития в гидросферу составляют 25-30 ТБк/(ГВт∙год).

Все категории сбросных вод содержат тритий, который поступает в водоемы охладители, минуя все очистные барьеры. В итоге концентрация трития в расположенных рядом с АЭС природных водоемах в 25—70 раз выше фоновых (Белоярская, Калининская АЭС) [22].

В таблице 9 приведены данные ИПМ ГУ «НПО «Тайфун» по активности сбросов в открытую гидрографическую сеть со сточными водами в 2010 году с предприятий и АЭС России [19].

Таблица 9

Сброс трития со сточными водами в открытую гидрографическую сеть в 2010 году, Бк

Наименование организации	Разрешенный сброс	Фактический сброс		Увел. (+), сниж. (-) сброса Н-3 в 2010 г. по сравнению с 2009 г.
		2010 г.	2009 г.
ФГУП «НИТИ»	2,40·1012	1,58·1011	1,29·1011	+2,90·1010
БЕЛОЯРСКАЯ АЭС	7,70·1013	1,20·1012	8,80·1011	+3,20·1011
КАЛИНИНСКАЯ АЭС	2,00·1014	1,28·1012	1,12·1011	+1,17·1012
НОВОВОРОНЕЖСКАЯ АЭС	1,06·1015	2,19·1013	9,50·1012	+1,24·1013
СМОЛЕНСКАЯ АЭС	2,30·1014	3,12·1011	3,53·1011	-4,10·1010
КОЛЬСКАЯ АЭС	7,70·1014	1,32·1013	9,80·1012	+3,40·1012
«Ленинградский филиал» ФГУП «РосРАО»	1,20·1013	8,70·1011	-	+8,70·1011