CC BY
9
4. В 3 из 14 случаев в заведомо токсичных почвах количественным методом определить токсичность не удалось, возможно, из-за снижения токсичности при хранении образцов.
ЛИТЕРАТУРА
Мишустин Е. Н., Наумова А. Н. Изв. АН СССР. Серия биол., 1955, № 6, с. 3.— Griffiths D. A., Micostasis in Malayan Soils. The Malayan Forster 1964, october, 318—326.
Поступила 7/VII 1971 r.
QUANTITATIVE DETERMINATION OF TOXIC PROPERTIES OF THE SOIL IN RESPECT TO PATHOGENIC MICROORGANISMS
M. I. Tarkov, G. V. Marenyuk, L. A. Timchenko
The suggested quantitative method of determining the toxicity of soils for microorganisms consists of spot inoculation of a dosed quantity of the test-microbe on membrane filters placed on the surface of a solid medium consisting of a layer of the soil, of a «poor agar medium» and a nutrient agar medium. The toxicity of the soil is assessed by the per cent of grown inoculations. A classification of weakly toxic soils is suggested. The recommended method may be used for determining the toxicity of soils for test-microorganisms in 42 per cent of cases, when it cannot be detected by means of the qualitative method.
УДК 613.648:1621.311.25:621.039
ВОПРОСЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ
И. Г. Архангельская, М. А. Баранов, Н. В. Бескрестнов,
М. С. Егорова, Н. Г. Гусев, Ю. А. Жаков, А. С. Зыкова, Ф. Я- Овчинников, А. Д. Туркин
В настоящее время намечена широкая программа строительства АЭС как в СССР, так и за рубежом. Хотя эра промышленного освоения атомной энергетики началась лишь 15 лет назад, к январю 1970 г. во всем мире работало уже 80 АЭС общей мощностью приблизительно 15 тыс. Мет (А. М. Петросьянц) Предполагается, что к 1980 г. электрическая мощность АЭС во всем мире достигнет 300 тыс. Мет и составит 15% мощности всех электростанций.
В СССР в 1954 г. была пущена первая в мире АЭС мощностью 5 Мет. В апреле 1964 г. и декабре 1967 г. вступили в строй первый и второй блоки Белоярской АЭС (БАЭС) мощностью 100 и 200 Мет. Два первых реактора БАЭС, как и первая в мире АЭС, относятся к классу энергетических уран-графитовых реакторов с водяным охлаждением, построенных на принципе канальных конструкций. С 1968 г. на БАЭС начались работы по сооружению реактора на быстрых нейтронах для третьего блока БАЭС мощностью 600 Мв (БН-600) с натриевым теплоносителем (А. Н. Петросьянц). Разработке реактора БН-600 предшествовала работа по сооружению экспериментального реактора БОР-бО в Мелекессе и реактора на быстрых нейтронах БН-350 с двухцелевым назначением в г. Шевченко (А. Н. Петросьянц, 1969, 1971; А. И. Лейпунский).
Однако как в отечественном, так и в мировом энергетическом реакторо-строении в настоящее время считаются наиболее распространенными АЭС с водо-водяными реакторами на тепловых нейтронах (ВВЭР). В сентябре 1964 г. введен в эксплуатацию первый блок Нововоронежской АЭС (НВАЭС) мощностью 210 Мет (А. М. Петросьянц). В декабре 1969 г. произведен
1 В тексте доклада приводится электрическая мощность АЭС.
энергетический пуск реактора второго блока НВАЭС мощностью 365 Мет (Л. И. Воронин). В настоящее время строится вторая очередь НВАЭС, включающая третий и четвертый блоки с реакторами ВВЭР мощностью 440 Мет каждый. Реакторы ВВЭР-440 типовые и будут использоваться не только на НВАЭС, но и на Кольской, Армянской и других АЭС (А. М. Пет-росьянц). Ведутся работы по созданию более мощных реакторов на 1000 Мет (А. М. Петросьянц, 1969, 1971). Работают и вступают в строй многочисленные экспериментальные энергетические реакторы.
Как следует из Директив XXIV съезда КПСС, в 1971—1975 гг. намечено ввести в действие мощности на АЭС в размере 6—8 тыс. Мет. С технической помощью Советского Союза строятся АЭС в Народной Республике Болгарии (440 Мет к 1974 г. и 2600 Мет к 1980 г.), ГДР (3000 Мет к 1980 г.), Социалистической Республике Румынии (1800—2400 Мет к 1980 г.), в ЧССР (5000 Мет к 1985 г.) (А. М. Петросьянц). Широкое развитие атомной энергетики ставит вопрос о радиационной безопасности персонала, обслуживающего АЭС, и населения, проживающего вблизи них. Некоторым вопросам этой проблемы и посвящена данная статья.
Требования для обеспечения безопасности как персонала АЭС, так и населения, проживающего в районе их расположения, определяются «Санитарными правилами работы с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений» (СП-333), «Санитарными правилами проектирования АЭС» и недавно вышедшими «Нормами радиационной безопасности» НРБ-69. Контроль за уровнями и источниками внешнего и внутреннего облучения осуществляется работниками отделов техники безопасности и радиационной безопасности АЭС. Дозиметрический контроль в помещениях АЭС включает измерение мощностей доз ^-излучения с помощью стационарных и переносных приборов, измерение плотности потоков нейтронного излучения, измерение интегральных доз у-излучения, контроль за инертными радиоактивными газами, контроль за концентрацией радиоактивных аэрозолей и периодический контроль за аэрозольной и парообразной формами изотопов радиоактивного йода, измерение уровней загрязненности радиоактивными веществами рабочих поверхностей оборудования, полов, стен, одежды, обуви, систему контроля загрязненности радиоактивными веществами тела работающих, контроль за газо-аэрозольными отходами.
В отдельных случаях проводятся измерения содержания радиоактивного йода в щитовидной железе, определяется содержание радиоактивных веществ в выделениях и при необходимости измеряется активность всего тела на счетчике излучения человека (СИЧ). Более тщательный научный анализ радиационной обстановки и оценки факторов радиационной опасности периодически производится квалифицированными специалистами. Опыт эксплуатации показывает, что основным фактором радиационного воздействия для персонала АЭС является у-излучение. Мощность дозы у-излучения на рабочих местах в постоянно обслуживаемых помещениях не превышают предельно допустимой величины (ПДВ). Соответственно не превышают ПДВ и годовые дозы облучения персонала.
В табл. 1 представлены среднегодовые дозы у-облучения, т. е. дозы, усредненные по всему контролируемому персоналу, измеренные с помощью фотометода.
Как видно из табл. 1, среднегодовые дозы у-облучения не превосходят установленных ПДВ (5 бэр в год). Облучаемость персонала определяется прежде всего его контактом с оборудованием во время всевозможных ремонтных работ: при проведении планово-профилактических осмотров и ремонта технологического оборудования, при ревизии и замене отдельных элементов оборудования. Объем этих работ особенно возрастает в период частичной перегрузки ядерного горючего, а также при проведении модернизации реактора. Роль других факторов радиационного воздействия на АЭС значительно меньше, чем у-радиации. Так, уровни нейтронного излучения в помещениях центральных залов в период нормальной эксплуатации составляют со-
Таблица 1
Среднегодовые дозы внешнего облучения персонала БАЭС и Н ВАЭС
тые доли установленных ПДВ. Концентрации радиоактивных газов и аэрозолей в воздухе рабочих помещений АЭС находятся в пределах фоновых величин. Например, концентрации долгоживущих изотопов в помещениях первого блока НВАЭС в 1968 г. характеризуются величинами, приведенными в табл. 2 (И. Г. Архангельская и соавт.}. Основной вклад среди долго-живущих аэрозолей составляют изотопы наведенной активности: Сг51, Мп54, Ре59, Со58 и Со60. Состав короткоживущих изотопов (до 70%) определяется ИЬ88 и Сб138, а также изотопами радиоактивного йода I131. При этом следует отметить, что концентрация парообразной фазы I131, как правило, значительно превосходит концентрацию аэрозольной фазы, что налагает определенные требования к методам измерения данного изотопа. Содержание I131 в щитовидной железе персонала обычно не превосходит 1 % ПДВ. Уровни загрязненности рабочих поверхностей оборудования и спецодежды за небольшим исключением составляют 10—30% ПДВ (А. М. Петросьянц; Санитарные правила работы с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений).
Существующая система санитарно-пропускного режима и обязательного дозиметрического контроля полностью исключают возможность выхода с работы с загрязненным телом или загрязненной
личной одеждой. Данные медицинских наблюдений показывают, что каких-либо отклонений в состоянии здоровья персонала АЭС за период их работы не произошло. Таким образом, существующие АЭС безопасны для обслуживающего персонала.
Радиационная безопасность населения, проживающего в районе расположения АЭС, зависит от многих факторов. Среди этих факторов первостепенное значение име- Таблица 2 ют два: загрязнение
Концентрации долгоживущих р-активных аэрозолей -
Год Среднегодовая доза V-облучения (в бэр)
БАЭС НВАЭС
1964 0,17 _
1965 0,6 2,03
1966 0,86 2,58
1967 1,63 2,34
1968 2,18 1,97
1969 2,01 2,30
воздушной среде помещений НВАЭС
внешней среды радиоактивными веществами при нормальной эксплуатации и возможное загрязнение при аварийной ситуации. В настоящем сообщении рассматриваются вопросы радиационной безопасности лишь при условии нормальной эксплуатации АЭС.
Газообразные и жидкие отходы на АЭС образуются главным образом за счет течи в основном оборудовании и при очистке воды технологического контура. Инженерно-технические решения технологического оборудования и процесса, а также система очистки газообразных и жидких отходов делают существующие АЭС практически безопасными для населения. Допустимое количество радиоактивных веществ, удаляемых с выбросами АЭС, регламентируется санитарными правилами проектирования АЭС и представлено в табл. 3 (Санитарные правила проектирования и эксплуатации АЭС).
Службой радиационной безопасности АЭС осуществляется контроль за выбросами радиоактивных веществ в атмосферный воздух и всеми жидкими сбросами (душевые воды, хозяйственно-фекальные сбросы и др.).
Вид помещения Концентрация (кюри/л)
при работе реактора при оставленном реакторе
Помещения постоянного обслуживания Помещения периодического обслуживания Необслуживаемые помещения (2—7)-Ю-»3 (4—5,2)-Ю-13 (1,2—4,2). Ю-13 (1,2—2,3)-Ю-13 (1,2—1,5)-Ю-13
Служба внешней дозиметрии осуществляет контроль за содержанием радиоактивных аэрозолей в атмосферном воздухе с помощью стационарных аспирационных установок и сбора выпадений с помощью кювет; за концентрацией радиоизотопов в охлаждающей воде и воде хозяйственно-фекальной
канализации; за содержа-
Таблица 3
Предельно допустимые выбросы АЭС
Вид выбросов Количество выбросов. кюри/сутки
Сумма изотопов 5г'°+89 . . . ю-3
[131 0,1
Сумма Р-у-активных аэрозолей с Т1/2
более 24 часов, исключая изотоп
5Г89+90 „ Ц31....... 0,5
Сумма радиоактивных инертных газов
(изотопы криптона, ксенона и ар- 3 500
гона) с Т 1/2 >10 мин. . .
нием радиоизотопов в почве, растительности, воде открытых водоемов, иле, водорослях; за уровнями полей р-у-излучения на местности с помощью стационарных приборов и записью показаний на самописце и интенсиметров, установленных на специально оборудованной машине (А. М. Петросьянц, 1966, 1967).
Выброс инертных радиоактивных газов (ИРГ) и аэрозолей на действующих в СССР АЭС значительно меньше допустимых величин, установленных в СССР (Санитарные правила проектирования и эксплуатации АЭС). Так, на первом блоке НВАЭС выброс ИРГ не превышает 100—200 кюри!сутки, а на втором блоке он в 10 раз меньше. На первом и втором блоках БАЭС выброс ИРГ равен 20—80 и 15—60 кюри/сутки соответственно (А. П. Веселкин и соавт.). Выбросы радиоактивных аэрозолей в основном определяются продуктами коррозии и на БАЭС не превосходят Ю-3—Ю-4 кюри/сутки (А. П. Веселкин и соавт.). На первом блоке НВАЭС в выбросах наблюдалось некоторое количество I131 (порядка 3-\0~3 кюри!сутки), а на втором блоке уровни осколочной активности в выбросах имеют практически фоновые величины.
Сравнение этих данных с допустимыми величинами, приведенными в табл. 3, показывает, что реальные выбросы ИРГ и радиоактивных аэрозолей на действующих в СССР АЭС составляют ничтожные величины по сравнению с предельно допустимыми.
Расчетная величина дозы от ИРГ и I131 на территории, прилегающей к НВАЭС, не превышает 2 и 0,8 мрад/год, т. е. не больше 3% естественного фона.
Все технологические воды после их очистки на выпарных аппаратах и ионообменных фильтрах используются в цикле станции. Исключение составляют прачечные воды, которые после очистки до ПДВ могут удаляться в хозяйственно-фекальную канализацию. Перед выпуском сточных вод в водоем они проходят через очистные сооружения хозяйственно-фекальной канализации, где улавливаются оставшиеся в них радиоактивные вещества. Таким образом, в открытые водоемы радиоактивные вещества не поступают.
Шлам из выпарных аппаратов и отработанная ионообменная смола подлежат захоронению в могильниках. Могильники высокоактивных отходов делаются герметичными; кроме того, их стараются располагать на участках с таким геологическим строением, которое обеспечивало бы наименьшее распространение радиоактивных веществ, в случае если все же произойдет их разгерметизация. В настоящее время интенсивно разрабатываются также методы отвердения высокоактивных жидких радиоактивных отходов. Проводятся работы по изучению и оценке метода захоронения жидких радиоактивных отходов в глубокие горизонты недр земли, надежно изолированные от сферы деятельности людей. В настоящее время технический прогресс идет быстрыми темпами, и нет сомнения, что вопрос о длительном надежном хранении высокоактивных отходов в скором времени будет решен.
Таким образом, на существующих АЭС достигнута высокая степень обеспечения радиационной безопасности персонала и населения. Однако в будущем при проектировании более мощных АЭС необходимо продолжить работу по проблеме радиационной безопасности и, в частности, необходимо проведение следующих разработок и исследований:
— добиваться максимальной герметичности коммуникаций и оборудования первого контура, а также боксов, где установлено это оборудование;
— повысить эксплуатационную надежность и долговечность оборудования, чтобы свести к минимуму объем ремонтных работ;
— предусмотреть специализированные мастерские (цеха) для дезактивации и ремонта загрязненного оборудования;
— проводить работы по максимальной механизации ремонтных и де-зактивационных работ, сводя до минимума ручные операции, т. е. проектировать АЭС максимально ремонтоспособными;
— решить проблему обезвреживания и локализации жидких высокоактивных отходов;
— свести к минимуму объем дебалансных вод;
— научно обосновать объем дозиметрического контроля в рабочих помещениях АЭС и в районе ее размещения;
— теоретически разработать прогнозирование радиационных аварий.
По мнению видных советских и зарубежных ученых, условия труда и
санитарное состояние внешней среды в районе размещения АЭС являются благоприятными, вследствие того что с первых дней становления атомной энергетики к решению проблемы радиационной безопасности было привлечено внимание органов здравоохранения и многочисленных специализированных исследовательских институтов и ведомств.
Опыт первых 15 лет эксплуатации АЭС показывает, что проблема радиационной безопасности персонала и населения, проживающего вблизи, решается успешно.
ЛИТЕРАТУРА
Архангельская И. Г. и др. Гиг. труда, 1970, № 3, с. 41.— В е с е л -кии А. П. и др. Атомная энергия 1971, в. 2, с. 144.— Воронин Л. М. и др. Там же, с. 105.— Л е й п у н с к и й А. И. и др. Там же, 1968, в. 5, с. 403.— Нормы радиационной безопасности (НРБ—69). М., 1970. — Петросьянц А. М. Атомная энергия, 1966, в. 6, с. 492.— Петросьянц А. М. Там же, 1967, в. 1, с. 38.— Петросьянц А. М. Там же, 1969, в. 4, с. 263.— Петросьянц А. М. Там же, 1971, в. 2, с. 91.— Санитарные правила работы с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений. М., 1963.
Поступила 4/VI 1971 г.
RADIATION SAFETY PROBLEMS IN THE OPERATION OF ATOMIC ELECTRIC
POWER STATIONS
/. G. Arkhangelskaya, M. S. Egorova, N. G. Gusev, Yu. A. Zhakov, A. S. Zykova, A.D. Türkin, F. Ya. Ovchinnikov, M. A. Baranov, N. V. Beskrestov
The paper deals with the problems of radiation safety of both the personnel of atomic electric power stations (AEPS) and the population living in its vicinity. Investigations performed at the Novovoronezhskaya and Beloyarskaya AEPS showed the yearly average irradiation level of the personnel to be with in 50 per cent of the maximal permissible doses existing in the USSR. The pollution levels of the environment, such as the atmosphere, plants, water, etc., serve as a radiation background and are determined by the global falls. Experience of the fist 15-year operation of AEPS in the USSR proves them to be quite safe in respect to irradiation of both the personnel of AEPS and the population of the neighbouring territories. However, there still exist some unsolved problems in the construction of large AEPS in the vicinity or within the boundary of large towns.
