Допустимое поступление техногенных радионуклидов в водоем-охладитель АЭС Текст научной статьи по специальности «Энергетика и рациональное природопользование»

Секция проблем радиационной безопасности

ДОПУСТИМОЕ ПОСТУПЛЕНИЕ ТЕХНОГЕННЫХ РАДИОНУКЛИДОВ В ВОДОЕМ-ОХЛАДИТЕЛЬ АЭС

Ю.А. Егоров

ГФУП "Концерн Росэнергоатом", г. Москва

При работе водоема в составе природно-техногенной системы (ПТС) «АЭС-водоем-охладитель» в экосистему водоема с АЭС и прилегающих территорий с выпадениями из факела выброса АЭС из атмосферного резервуара, а также с водами подпитки поступают техногенные радионуклиды (рис.1). Они определяют радиационную обстановку в экосистеме и радиационные воздействия как на индивидов-водоемопользователей, так и на гидробионтов. Для решения задач гигиенической и экологической безопасности ПТС «АЭС-водоем-охладитель» [1] поведение радионуклидов, попавших в водоем, должно быть описано и определено при проектировании АЭС. Согласно требованиям Санитарных правил проектирования и эксплуатации АЭС (СП АЭС), для водоема-охладителя должен быть рассчитан и установлен допустимый сброс (ДС) радионуклидов с АЭС в его экосистему. Для описания поведения радионуклидов в экосистеме водоема-охладителя и расчета ДС необходимы модели, позволяющие с достаточной точностью описывать процессы переноса и накопления радионуклидов в экосистеме водоема и ее компонентах. Эти модели должны быть дополнены моделями для расчета радиационных нагрузок как на индивидов из населения, использующих водоем в хозяйственных и иных целях, так и на представителей гидробионтов, обитающих в водоеме. В настоящее время это могут быть имитационные камерные балансовые модели с феноменологическими параметрами.

Экосистема водоема-охладителя - это достаточно сложная система, и процессы переноса и накопления в ней радионуклидов весьма многообразны. Поэтому даже при камерном имитационном их моделировании необходимо корректно выбрать уровень моделирования, определить, какими подсистемами и камерами должна быть представлена ПТС «АЭС - окружающая среда» или экосистема водоема, чтобы модель удовлетворяла цели моделирования и при этом не была сложной, требующей детальной эмпирической информации для своей параметризации. Любой цели моделирования удовлетворят модели переноса и накопления радионуклидов в водоеме на популяционном или гильдиевом уровне. Однако нет и не будет натурной информации для определения параметров таких моделей. Для решения задач обеспечения гигиенической и экологической безопасности ПТС «АЭС - водоем-охладитель» нужна упрощенная, но достаточно адекватная реалиям модель. Эта модель должна позволить реализовать суть гигиенического и экологического нормирования радиационных воздействий, состоящую в ограничении внешнего и внутреннего облучения индивидов - водоемопользователей при всех возможных видах водопользования.

Рис. 1. Структурная схема поступления техногенных радионуклидов в экосистему

водоема-охладителя АЭС

При определении подходящего для решении этой задачи уровня моделирования процессов в экосистеме водоема-охладителя следует исходить из того, что радиационные воздействия на водоемопользователей нормируются на один год, защита от радиационных воздействий водоемопользователей гарантирует защиту гидробио-нтов, а вода водоема-охладителя (по крайней мере, в течение года) достаточно хорошо перемешивается и объемная активность техногенных радионуклидов в ней одинакова по всей акватории. Кроме того, надо иметь в виду, что вода водоема эффективно самоочищается [2] (табл. 1), вследствие чего поступающие в воду водоема-охладителя радионуклиды, равно как и другие загрязнители из воды выводятся (табл. 2) и практически навечно захораниваются в донных отложениях. В водоеме-охладителе со временем устанавливается равновесное или близкое к равновесному состояние, так что объемная активность техногенных радионуклидов в воде не меняется со временем (рис. 2). Массовая активность поступающих в водоем радионуклидов в донных отложениях со временем увеличивается, но так медленно, что «станционную» добавку радионуклидов практически не видно на фоне массовой активности радионуклидов, глобального загрязнения биосферы. При выборе уровня моделирования процессов в экосистеме водоема-охладителя надо также иметь в виду, что продолжительность жизни большинства гидробионтов не превышает один год и что в

любой момент времени массовая активность любого 7-го техногенного радионуклида в любом 1-м гидробионте (в 1-й популяции, в ,-й гильдии гидробионтов) пропорциональна его объемной активности в воде; коэффициент пропорциональности для 1-го

гидробионта (коэффициент перехода 7-го радионуклида в г-гидробионт КП7 из воды)

хотя и зависит от условий обитания гидробионта, но не сильно, и для данного водоема-охладителя этой зависимостью можно пренебречь. И последнее, что надо иметь в виду при синтезе упрощенной модели: экосистема водоема-охладителя достаточно инерционна, и при нормальной работе АЭС поступление радионуклидов вместе с ее жидкими стоками не может мгновенно изменить состояние экосистемы (АЭС) и поступление радионуклидов по другим каналам. Это значит, что процессы в экосистеме, а равно перенос и перераспределение техногенных радионуклидов между компонентами экосистемы водоема определяются структурой и составом экосистемы, гидрологическими, гидрохимическими, гидрофизическими и гидробиологическими процессами, наблюдаемыми при поступлении радионуклидов в водоем.

Таблица 1

Параметры самоочищения воды водоема- охладителя АЭС в центре Европейской _части России (в скобках указан разброс значений)_

Радионуклид Л сут-1 Т сут

137С8 0,55 (0,04 - 0,15) 13 (5,5 - 20)

134С8 0,45 (0,04 - 0,1) 16 (6,5 - 20)

60Со 0,35 (0,2 - 0,6) 2 (1,0 - 3,5)

54Мп 0,7 (0,4 - 1,0) (0,75 - 2)

Таблица 2

Оцененное относительное распределение радионуклидов в компонентах экосистем водоемов-охладителей АЭС, %_

Компонент экосистемы 137С8 134С8 60Со 54Мп

Вода 2 - 5 2 - 5 0,2 - 0,4 0,2 - 0,4

Взвеси 0,25 0,25 ~ 1 ~ 1

Гидробионты,

в том числе:

рыбы ~ 10-4 ~ 10-4 2-10-4 5-10-4

Донные отложения 95 - 98 95 - 98 ~ 98,5 ~ 98,5

Из сказанного и анализа путей воздействия радионуклидов на водоемополь-зователей следует, что модель, решающая задачи обеспечения гигиенической и экологической безопасности АЭС, может быть трехкамерной (рис. 3) [2], ее камеры связаны прямыми и обратными (обменными) потоками цтп (смысл т и п ясен из рис. 3).

Описывая обменные потоки между камерами модели с помощью системных

эмпирических параметров Л7со - постоянной самоочищения воды водоема; КП7; W

- параметра, определяющего скорость накопления 7-го радионуклида в донных отложениях; Ш,=Лсо-Л1, ^ - постоянной распада 7-го радионуклида, можно получить следующее выражение:

AB (t) = qПвк |/ЛCo 1 -exp("ЛCot)]+ AB0exp("ЛCo1

A Д о (t ) = q П Вк / j C Q |[l - exp(- ЛС 01)]]

Л

СО

W

j +1

G/v

(

- WAj /

M

Wj + ^ G/v

Fp(Co^-exp(Xjt)+ AДо0ехр(-^)] ;

Л j

a rm (t )=K^-V0-—,® • м Гт (t),

где А В ^ ),Л до (1) и А Г ^)- активность 7-го радионуклида в воде (А Во - при 1=0), донных отложениях (А Д 0^при 1=0) и гидробионтах популяции (вида или гильдии т) в момент времени I при скорости его поступления в водоем по всем возможным

каналам ^ дПв^ ; Ог - расход стока по f-му каналу; V - объем воды в водоеме-1

охладителе; МГт - масса гидробионтов. Очевидно, что для целей нормирования необходимо знать максимально возможные в условиях данного водоема-охладителя значения активности каждого из радионуклидов, поступающих в водоем. Максимальных значений активность 7-го радионуклида достигает в равновесном состоянии (при ^ оо), поэтому, имея в виду, что водоем-охладитель обычно непроточный или

слабопроточный, и полагая ^ Gi = 0,

= 0, имеем:

— jmax = V^ i / Aj

AB = qПВП ' 7VСО ,

"й w

(0 (O

00,l

A jmax

A Д0ах = Wj —B— и

до xj

A

jmax B

A Гтах = КП B

Г ь Bm V

M

Гт ■

б •

• о 8 8 • о 0 ! о \ • _ 1 • \ 0 • i •

о • 8 ) о о

1981 1982 1983 1984 1985 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 .

Годы работы АЭС

. 1998 1999 2000 2001

Рис. 2. Динамика объемной активности радионуклидов в воде водоема-охладителя Курской АЭС на разных участках его акватории: о - в районе сброса воды с АЭС; • - в районе забора воды на АЭС (в 1986 г. из-за аварийного выброса на ЧАЭС объемная активность 137С8 в воде водоема-охладителя возрастала до ~10 Бк/л)

\ n

n

0

n

1

I

Рис. 3. Структурная схема упрощенной модели переноса техногенных радионуклидов в экосистеме водоема-охладителя для оценок ДС АЭС

Очевидно, что для ограничения радиационных воздействий на индивидов-водоемопользователей при любом виде водопользования необходимо ограничить

Агшах

в каждого из

радионуклидов, поступающих в водоем-охладитель, а для этого ограничить поступление в водоем каждого 7-го радионуклида по всем возможным каналам I (см.

п

рис.1). Тогда допустимое в течение одного года поступление 7-го радионуклида в воду водоема-охладителя ДПу определяется выражением

Ч П в = ДП ] = А^* x Л С о , а допустимый сброс 7-го радионуклида в экосисте-1

му водоема-охладителя с АЭС составит: ДС j = IЧ Пщ _А^, где а1"_1 - поступ-

1

ление 7-го радионуклида по всем возможным каналам, кроме АЭС.

Итак, для расчета ДС необходимо знать АВшах. Это значение следует определить из следующего условия: при максимально возможной активности в воде каждого из «АЭСных» радионуклидов радиационные воздействия на индивидов - водо-емопользователей не должны превышать квоты дозового предела для лиц из населения, проживающего вблизи АЭС (ПДЖОАЭС), выделенной СП АЭС на облучение техногенными станционными («АЭСными») радионуклидами, находящимися в водоеме-охладителе. Предполагается, что при хозяйственном и ином использовании водоема-охладителя индивид потребляет воду из водоема-охладителя, рыбу, отловленную в водоеме, мясо и молоко скота, пасущегося на заливаемых водой водоема-охладителя землях, овощи с огородов, орошаемых водой водоема-охладителя, купается в водоеме, загорает на пляже, заливаемом водой водоема-охладителя, катается на лодке, ловит рыбу и т.д., т.е. пользуется водоемом как хочет. Предполагается также, что донные отложения при любом сроке службы водоема-охладителя не становятся твердыми радиоактивными отходами.В [3] приведены значения АВШах, удовлетворяю-

щие этим предположениям при ПДжоаэс= 5-10-5 Зв/год. Такой ПДЖО аэс был установ-

1в

Д

лен СП АЭС-79 и всеми последующими редакциями Санитарных правил, кроме по-

следней (которая сохранила это значение для действующих АЭС). Так как это значение менее (не более 1/5) среднегодового колебания средней по территории России среднегодовой дозы, обусловленной естественным и антропогенно измененным естественным радиационным фоном, оно оценивается как незначимое. Уменьшение последней редакцией Санитарных правил (СП АС-99) значения

Пджо

аэс для строящихся и проектируемых АЭС до 110-5 Зв/год непринципиально (т.к. уменьшено в пять

раз и без того незначимое значение!), но требует уменьшения Л^^ из [3] в 5 раз.

Значения ЛВтах/У, т.е. значения допустимой объемной активности воды водоема-

охладителя, достижимой в равновесном состоянии Да/ в предположении, что в воде обнаружим только ]-й нуклид, приведены в табл.3 Если в воде идентифицированы несколько радионуклидов, то допустимая объемная активность каждого из них Д*а|В определяется из соотношения

I

Д *а;

Да В

-< 1.

ДаВ^

Поскольку реально в воде в основном идентифицируют только

= Д *а

'С8,

' с* ^ 13,с водоем-охладитель

=2-10-2 Бк/л «станционного» (!) 137С8

т.е. С8, поступившего в с АЭС. При объеме воды в водоеме-охладителе 10 11л

Бк/год. Если в воде водоема-

ДС 137С:1 составит -0,5-109 Бк/сут или (1,5 - 2) 101

охладителя систематически обнаруживаются другие «станционные» радионуклиды (например, 134С8, 60Со, 54Мп или др.), то ДС каждого из них составит примерно (0,2 -0,5) 1011 Бк/год (табл. 4).

Таблица 3

Допустимая в условиях равновесия объемная активность радионуклидов в воде

водоема-охладителя

Нуклид Да Г, Бк/л

137С8 0,2

134С8 2-10-3

1311 6-10-3

10&Яи 0,4

103Ии 0,2

90БГ 2-10-3

60Со 0,04

58Со 0,5

54Мп 0,06

Таблица 4

Допустимый сброс радионуклидов в водоем-охладитель объемом 1011л в центре Европейской части России

Радионуклид ДС ДС*, 1011 Бк/год

109 Бк/сут 1011 Бк/год

137С8 (0,4 - 0,6), ~ 5 (1,4 - 2,0), ~ 17,5 1,0, ~ 10

134С8 (0,04 - 0,06), ~ 0,5 (0,15 - 0,2), ~ 2 0,45, ~ 0,15

60Со (0,8 - 1,2) ~ 5 (3 - 4,2), ~ 17,5 0,3, 1,2

58Со (7,5 - 10), ~ 40 (25 - 35), ~ 140 3,0, 10

54Мп (0,45 - 0,6), ~ 1,6 (1,5 - 2), ~ 5,5 0,2, 1,0

51Сг (1,6 - 2,2) (5,5 - 40) 0,25, ~30

Реально сбрасываемая действующими АЭС России активность составляет менее (5 - 50) 107 Бк/год (рис. 4) [4], что при объеме водоема-охладителя 10 л может

обеспечить а В™* (1 -10)-5 Бк/л . Отсюда следует, что, во-первых, назначать ДС,- равным рассчитанному бессмысленно: очистные устройства и организация работ на АЭС таковы, что реально сбрасываемая активность намного меньше (в 103 и более раз) допустимой для сброса, а во-вторых, «станционный» 137С8 в воде водоема-охладителя необнаружим на фоне 137С8 глобального загрязнения биосферы, объемную активность которого и измеряют службы радиационного контроля АЭС. Поэтому чтобы соблюсти требования СП АЭС, ДС- следует устанавливать «от достигнутого», т.е. таким, каков реальный сброс АЭС из года в год, конечно, с небольшим запасом на непредвиденные ситуации, т.е. до (0,5 - 1)-109 Бк/год при объеме водоема-охладителя 1011 л при понуклидных значениях ДС,*, приведенных в табл.5. Естественно, что устанавливать при этом значения «контрольного сброса», «рабочего контрольного сброса» необходимости нет.

СП АЭС указывают, что ДС, определяется и устанавливается персонально для каждой АЭС с учетом особенностей водоема-охладителя и особенностей его экосистемы. Можно полагать и, по-видимому, это так, что особенности водоема-охладителя и его экосистемы должны отразиться на значениях, используемых при расчете ДС,-, эмпирических параметров, контролирующих процессы переноса радионуклидов в экосистеме водоема-охладителя. Однако это, надо думать, слишком интегральные характеристики экосистемы и процессов в ней, которые из-за малости объемной активности "станционных" (и др. техногенных) радионуклидов определяются с большой погрешностью. В пределах погрешности определения (разброса их значений) параметры ЛСО, "" КП одинаковы для всех водоемов-охладителей, функционирующих в близких природно-климатических условиях. Следовательно, ДС можно принять одинаковым и равным (0,5 - 1)-109 Бк/год для всех АЭС, работающих в центре Европейской части России. Дозовая нагрузка на индивидов при всех видах пользования водоемом-охладителем составит не 10-5 Зв/год, как это допускают СП АС-99, а 10-7 и меньше Зв/год. Радиационные воздействия на представителей гидробионтов (поглощенная доза) составят также не более 10-7Гр/год. Доза на индивидов-водоемопользователей и представителей гидробионтов по значениям многократно незначимы.

1985 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001

Годы работы

Рис. 4. Активность сброса техногенных радионуклидов с АЭС в водоем-охладитель

ЛИТЕРАТУРА

1. Егоров ЮА. Концепция экологической безопасности атомных электростанций //Экология и ядерная энергетика. 2000. Вып.1. С.15.

2. Бадяев В.В., Егоров ЮА., Казаков С.В. Охрана окружающей среды при эксплуатации АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1990.

3. Гусев Д.И., Грачев М.И., Буянов Н.Б. и др. Гигиенические требования к охране от загрязнения водоемов-охладителей АЭС в связи с использованием их для рыбоводства //Вопросы безопасности АЭС и задачи научных исследований. М., 1979. С.185.

4. Егоров Ю.А. Техногенные радионуклиды в экосистемах водоемов-охладителей атомных электростанций //Инженерная экология. 2000. №6. С. 30.

О РАДИАЦИОННОЙ ОПАСНОСТИ ТРИТИЯ, НАРАБАТЫВАЕМОГО НА АЭС

Ю.А. Егоров

ГФУП "Концерн Росэнергоатом", г. Москва

Наряду с другими радионуклидами, при работе АЭС образуется тритий [1] -сверхтяжелый радиоактивный изотоп водорода. Из-за протечек технологических контуров наработанный на АЭС тритий частично выносится в окружающую среду вместе с газообразными и жидкими отходами. Вопрос о количестве нарабатываемого на АЭС трития, поступлении его за пределы АЭС и переносе в окружающую природную среду неоднократно обсуждался в литературе . Было, в частности, показано, что "АЭСный" тритий не представляет радиационной опасности ни для природных объектов региона АЭС, ни для проживающего в регионе населения. Именно поэтому в России и других странах, эксплуатирующих АЭС (кроме стран, где работают АЭС с тяжеловодными реакторами), сбросы и выбросы трития не нормируют и, естественно, не контролируют. Казалось бы, все ясно: вопросов с тритием, образующимся при работе АЭС и частично поступающим с АЭС в окружающую среду, нет. Однако периодически они почему-то возникают. Либо это оценки, из которых следует, что трития нарабатывается на АЭС слишком много и его поступление в окружающую среду должно контролироваться, т.к. тритий -"генетически опасный" радионуклид. Либо же это требование запретить купаться в водоемах-охладителях АЭС и использовать воду для других народно-хозяйственных нужд из-за "тритиевой опасности". Бывают и такие предложения "специалистов": найти способ и организовать полнопоточную очистку жидких стоков АЭС от трития! Можно было бы назвать и другие "конкретные" предложения и рекомендации по ограничению поступления трития за пределы АЭС, защите от "тритиевой опасности" населения, о необходимости «самого тщательного контроля» за поведением трития не только на АЭС, но и в окружающей среде. Например, организовать контроль за тритием в окружающей среде предложила Государственная экологическая экспертиза проекта Ростовской АЭС, нимало не задумываясь о том как это сделать. В связи с появлением таких предложений, требований, рекомендаций, замечаний, по-видимому, целесообразно еще раз обсудить вопрос об опасности трития, образующегося при работе АЭС, для природных комплексов региона, и проживающего вблизи АЭС населения.

Тритий (Т) существует на земле в составе тритиевой воды (НТО, Т2О), в виде газа (Т2), а также в составе любых органических и неорганических соединений (со-

* См. [1,2], где можно найти обширный список публикаций.