Зонирование территории вокруг Балтийской аэс



Скачать 278.64 Kb.
Дата12.06.2016
Размер278.64 Kb.
Зонирование территории вокруг Балтийской АЭС

Карасева М.А., Фролов А.С., Харченко Е.В.

ОАО «СПбАЭП»
1 Общие положения

1.1 Критерии зонирования

В целях обеспечения безопасности населения в соответствии с Федеральными Законами "Об использовании атомной энергии" и "О радиационной безопасности населения" вокруг АЭС - радиационного объекта 1 категории согласно ОСПОРБ - устанавливаются санитарно-защитная зона и зона наблюдения.

Санитарно-защитная зона (СЗЗ) – это территория вокруг АЭС, на которой уровень облучения отдельных лиц из населения в условиях нормальной эксплуатации (НЭ) может превысить установленный предел дозы. По своему функциональному назначению СЗЗ является защитным барьером, обеспечивающим установленный уровень безопасности населения при НЭ АЭС. В качестве квоты для НЭ АЭС-2006 установлен целевой предел доз для населения - 10 мкЗв/год по каждому фактору воздействия, связанному с выбросами и сбросами АЭС, что соответствует 20 % от уровня квот, регламентированных нормативно-техническими документами, и уровню безусловно приемлемого радиационного риска на население (10-6 1/год).

Согласно действующим нормативным документам (НД) при проектировании новых энергоблоков АЭС должны быть предусмотрены технические системы безопасности, обеспечивающие ограничение СЗЗ размерами промплощадки и отсутствие необходимости проведения мер защиты населения в случае проектной аварии. Согласно требованиям к проекту АЭС-2006 [1] должно быть обеспечено непревышение следующих дозовых пределов годовой эффективной дозы для населения:

- при НЭ с учетом рассмотренных в проекте ННЭ - 100 мкЗв в год;

- при проектных авариях с вероятностью более 10-4 1/год – менее 1 мЗв/событие;

- при проектных авариях с вероятностью менее 10-4 1/год – менее 5 мЗв/событие.

Зона наблюдения (ЗН) – территория за пределами СЗЗ, предназначенная для проведения радиационного контроля (РК) объектов окружающей среды с целью выявления возможного радиоактивного загрязнения от выбросов и сбросов АЭС, размер которой полностью определен требованием информативности РК на этой территории при НЭ АЭС, возможных радиационных авариях и инцидентах.

Для запроектных аварий (ЗПА) проектом должны быть предусмотрены меры по управлению этими авариями и снижение опасности радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду путем осуществления планов мероприятий по защите в случае аварии. Для случая тяжелых ЗПА с вероятностью выброса на уровне 10-7 1/год в проекте должна быть предусмотрена реализация необходимого объема мер по защите населения, проживающего в районе АЭС.

Зона планирования защитных мероприятий (ЗПЗМ) – территория вокруг АЭС, в границах которой возможно радиационное воздействие при ЗПА, и планируются мероприятия по защите населения, предусмотренные действующими нормами радиационной безопасности (НРБ). За пределами этой зоны при авариях проведение мероприятий по защите населения не требуется. Согласно НП-032-01 радиус ЗПЗМ не должен превышать 25 км.

В проекте Балтийской АЭС выдвинуты дополнительные требования, соответствующие современным международным требованиям к безопасности новых АЭС (EUR версия С) при авариях данного класса на энергоблоке, а именно: радиус зоны планирования обязательной эвакуации населения не должен превышать 800 м от реакторного отделения, и радиус зоны планирования обязательных защитных мероприятий для населения - 3 км от блока.

1.2 Методология зонирования

1.2.1 Прогноз источников выбросов


Расчеты содержания радиоактивных газов, йодов и аэрозолей в атмосфере контейнмента в зависимости от времени выполнены с применением расчетного кода «Бета-гамма-проект» [2], учитывающего постоянные скорости выхода ПД из топлива/расплава на протяжении рассмотренных фаз аварии, выведение различных групп нуклидов из атмосферы и радиоактивный распад. Для оценки аварийных выбросов в окружающую среду на различных этапах аварии применен инженерный код «Выброс», учитывающий динамику изменения содержания нуклидов различных групп в атмосфере контейнмента и промежуточного пространства защитной оболочки.

      1. Методология расчета рассеяния выбросов

Определяющим фактором, формирующим расчетные уровни облучения, является рассеяние факела выброса, зависящее от метеорологических параметров (устойчивость атмосферы, скорость ветра, осадки), топографических параметров (тип подстилающей поверхности, топография) района размещения АЭС и высоты выброса.

Для расчета зависимости долговременного/кратковременного метеорологического фактора разбавления  традиционно используется Гауссова модель рассеяния примеси в атмосфере с формулами Смита-Хоскера и Бригтса для параметров диффузии как функций расстояния от источника выброса и категорий устойчивости атмосферы по классификации Пасквилла [3-6].

Для оценки дозовых нагрузок на население при расчете рассеяния выбpосов различной продолжительности использованы результаты статистической обработки метеоданных района размещения Балтийской АЭС (значения фактора рассеяния в 16 направлениях и диапазоне расстояний 0,25 - 15 км от источника выброса) [7]:

- при НЭ – среднегодовые условия рассеяния,

- при ННЭ и проектных авариях – факторы рассеяния с обеспеченностью 99,5 %,

- при ЗПА – факторы рассеяния с обеспеченностью 95 %.

Расчеты аварийных доз выполнены с использованием данных по факторам рассеяния примеси в атмосфере с временем осреднения 8, 16 и 24 часа.

1.2.3 Методология расчета доз

Прогноз дозовых нагрузок в районе размещения Балтийской АЭС выполнен в ПС «ДОЗА» [8], реализующем методики ДВ-98 [6] и НТД 38.220.56-84 [4], которые позволяют учесть прямые и косвенные пути воздействия возможного «загрязнения» окружающей среды на население. Методики реализуют аналитические соотношения для радиационных параметров, характеризующих «загрязнение» элементов окружающей среды и дозовые нагрузки на население:

- за счет внешнего облучения от радиоактивного облака и от радионуклидов, осевших на почву;

- за счет внутреннего облучения, обусловленного радионуклидами, поступившими в организм с вдыхаемым воздухом (ингаляционный путь) и в результате их миграции по пищевым/ биологическим цепочкам (пероральный путь). Критический путь загрязнения местной сельхозпродукции соответствует загрязнению растительности и сельхозкормов по стеблевому пути.

В расчетах доз использованы модели и параметры для оценки доз, рекомендованные нормативно-техническими документами [3-6] для анализов радиологического воздействия АЭС на окружающую среду. Дозовые коэффициенты соответствуют данным публикаций МАГАТЭ [9, 10] и НРБ-99.

Расчет индивидуальных доз облучения проводился для критической группы населения. При внутреннем облучении ограниченной части населения за счет ингаляции критической группой приняты дети в возрасте от 1 года до 2 лет, радиационное воздействие на которых максимально для радиационно-значимых нуклидов согласно НРБ-99. Расчет доз облучения при НЭ АЭС выполнен также для взрослого населения (группа 6 согласно НРБ-99).

При оценке радиационных последствий аварий расчеты доз на различных фазах аварии выполнены для наихудших условий рассеяния аварийного выброса, характерных для района размещения станции, в соответствии с методологией МПА-98 [3].

Топография, истощение облака за счет «сухого» оседания, «мокрое» оседание с осадками не учитывались в расчетах (консервативный подход для оценки приземных концентраций примеси).

В расчетах доз внешнего облучения от «загрязненной» поверхности учтены эффекты экранирования и неполного пребывания человека на открытой местности, путем введения рекомендованного усредненного поправочного коэффициента, равного 0,4.



2 Санитарно-защитная зона

Проектирование СЗЗ Балтийской АЭС основано на расчетных уровнях воздействия на население за счет радиоактивных газоаэрозольных выбросов в атмосферу существующих отдельных зданий, входящих в состав станции, в условиях НЭ.

Удаление газоаэрозольных отходов станции осуществляется организованно в высотную вентиляционную трубу. Труба располагается поблочно рядом со вспомогательным отделением, отметка верха – 100 м. Газоаэрозольный выброс при НЭ энергоблока формируется за счет выбросов вытяжного воздуха систем вентиляции зоны контролируемого доступа и технологических сдувок с оборудования из систем спецгазоочистки.

Дополнительными источниками возможного поступления радиоактивных веществ в атмосферу из зоны свободного доступа является вытяжной воздух здания турбины и отвод паровоздушной смеси из конденсаторов турбины. Вентиляционный выброс из здания турбины организован выше кровли (высота 30 м).

Газоаэрозольный выброс Балтийской АЭС в условиях НЭ представлен ниже в таблице 1 (расчетный уровень выброса ниже допустимых выбросов для АЭС с ВВЭР).

Таблица 1 – Газоаэрозольный выброс реперных нуклидов при работе энергоблоков Балтийской АЭС в номинальном режиме

ГБк/год×блок

Радио-нуклид



 

Вентиляционная труба (Н=100 м)



Выше кровли

(Н=30 м)


Системы вентиляции здания реактора

Системы спецгазо-очистки KPL-2

Система спецгазо-очистки KPL-3

Системы вентиляции вспомога-тельного корпуса

Суммарный выброс

Здание турбины

3H

3,9·103

-

-

5,0·101

3,9·103

1,2·100

14C

3,6·102

-

-

-

3,6·102

-

131I

1,6·10-2

-

2,0·10-2

3,6·10-2

7,3·10-2

3,1·10-3

60Co

1,3·10-6

-

-

3,0·10-5

3,1·10-5

2,4·10-6

90Sr

2,6·10-8

-

-

5,7·10-7

6,0·10-7

4,4·10-8

134Cs

8,6·10-4

-

-

1,9·10-2

2,0·10-2

1,0·10-3

137Cs

1,3·10-3

-

-

2,9·10-2

3,0·10-2

1,3·10-3

ИРГ

4,1·104

7,0·102

4,4·103

1,4·102

4,6·104

1,1·103

Примечание – В таблице представлен выброс реперных радионуклидов, вклад которых в дозу облучения при НЭ составляет более 98 %.

При расчете доз для населения учтены выбросы из высотных вентиляционных труб
блоков 1 и 2, вентиляционные выбросы выше кровли здания турбин и накопление долгоживущих нуклидов в компонентах наземных экосистем за срок службы станции (50 лет).

Результаты расчета годовых доз от газоаэрозольных выбросов при работе


Балтийской АЭС в режиме НЭ на различных расстояниях от середины отрезка, соединяющего вентиляционные трубы, приведены в таблице 2.

Таблица 2 – Вклад различных путей облучения в максимальную эффективную годовую дозу (целевой предел – 10 мкЗв/год). Направление северо-восток

Зв/год

Расстояние,

км


Внешнее облучение

Внутреннее облучение

Суммарная

доза


от факела выброса

от поверхности

за счет ингаляции

за счет потребления продуктов питания

Ребенок от 1 до 2 лет













0,25

3,4E-07

3,9E-08

5,8E-08

4,9E-07

9,3E-07

3

1,2E-07

1,5E-08

4,1E-08

3,2E-07

5,0E-07

10

2,0E-08

3,8E-09

1,0E-08

8,0E-08

1,1E-07

Взрослый













0,25

3,4E-07

3,9E-08

6,2E-08

5,3E-07

9,7E-07

3

1,2E-07

1,5E-08

4,3E-08

3,4E-07

5,1E-07

10

2,0E-08

3,8E-09

1,1E-08

8,9E-08

1,2E-07

Результаты расчетов показали:


  • крайне слабую зависимость дозовой нагрузки от возрастной группы населения;

  • значимый вклад (порядка 50 % и более с учетом возможного использования населением наиболее «загрязненных» продуктов) в эффективную дозу внутреннего облучения за счет потребления местных сельхозпродуктов питания;

  • незначительный вклад в дозу от внешнего облучения на открытой местности даже при условии 50-летнего накопления за счет выпадений примесей и от внутреннего облучения за счет ингаляции;

  • диапазон уровня доз в зависимости от направления распространения выброса меняется слабо, с увеличением расстояния до 15 км уменьшается более чем на порядок;

  • ограниченный перечень радиационно-значимых нуклидов в формировании эффективной дозы: 14C (более 50 %), 88Kr (20 %), 3Н, 135Xe, 134Cs, 137Cs (на уровне 5 % каждый), 133Xe, 131I (менее 5 %).

Выполненный расчетный анализ показал, что дозовая нагрузка (прогнозируемый проектный уровень) для потенциально критических групп населения от всех факторов радиационного воздействия газоаэрозольных выбросов двух проектируемых блоков Балтийской АЭС за пределами промплощадки не превысит 2,5 мкЗв/год, т.е. менее 1 % от основного предела годовой эффективной дозы облучения населения 1 мЗв/год и 25 % от целевого предела, установленного в проекте Балтийской АЭС для газоаэрозольных выбросов при НЭ.

3 Зона планирования защитных мероприятий

3.1 Нарушения нормальной эксплуатации и проектные аварии

В проекте АЭС-2006 рассмотрен спектр режимов с нарушениями нормальной эксплуатации (ННЭ) и проектных аварий. Для всего перечня ННЭ и проектных аварий в ПООБ Балтийской АЭС [11] выполнена проверка критериев радиационной безопасности.

При ННЭ и авариях на блоке величины выбросов радиоактивных веществ в окружающую среду зависят, главным образом, от следующих факторов:



  • степени повреждения топливных элементов, определяющей выход радиоактивных газов и аэрозолей из твэлов;

  • степени повреждения контура теплоносителя, определяющей выход радиоактивных газов и аэрозолей в защитную оболочку;

  • эффективности систем локализации, определяющей выход радиоактивных газов и аэрозолей в окружающую среду.

В зависимости от указанных выше факторов, определяющих аварийный выброс, и на основе выполненных предварительных анализов аварийных последовательностей с повреждением оборудования и активной зоны, для оценки величин и частот выбросов радиоактивных веществ в окружающую среду и радиационной обстановки на станции в проекте определены группы сценариев, приводящих к максимальным радиационным последствиям для населения. Перечень проектных аварий и ННЭ на блоке c РУ В-491, определяющих максимальные радиационные воздействия, представлен ниже в таблице 3.

Таблица 3 – Перечень проектных аварий и ННЭ на блоке c РУ В-491, приводящих к максимальным радиационным последствиям



Категория 2 Условия отказов (неплотность твэл на уровне предела безопасной эксплуатации: 1% – газовая неплотность, 0,1% – прямой контакт топлива с теплоносителем)

2.1 Разрывы линий КИП или других линий, содержащих теплоноситель первого контура, за пределами защитной оболочки

Категория 3 Проектные аварии (повреждение твэл не более 1% от общего количества в АЗ)

3.1 Компенсируемая течь внутри контеймента

Категория 4 Проектные аварии (повреждение твэл не более 10% от общего количества в АЗ)

4.1 Большие течи теплоносителя в результате разрыва трубопроводов первого контура эквивалентным диаметром более 100 мм, включая разрыв главного циркуляционного трубопровода

4.2 Аварии при обращении с топливом при транспортно-технологических операциях (в том числе падение кассеты при перегрузке топлива и контейнера с отработавшем топливом внутри контеймента) *)

Примечание – *) В отношении аварии с падением контейнера отработавшего топлива проект станции считается приемлемым без расчета радиологических последствий, если высота возможного падения контейнера менее 9 м, а во время движения контейнера действуют соответствующие устройства ограничения удара.

3.1.1 Рассмотрен сценарий ННЭ, связанный с потерей теплоносителя первого контура за пределами контейнмента – разрыв линии КИП. По данным ОКБ «Гидропресс» данные условия ННЭ не сопровождаются кризисом теплоотдачи, и отсутствует даже кратковременный рост температуры оболочек твэлов. В качестве консервативной оценки принята дополнительная разгерметизация твэлов на уровне предела безопасной эксплуатации. Приемочным критерием доз для нарушений нормальной эксплуатации согласно ТЗ на АЭС является непревышение предела индивидуальной эффективной дозы облучения населения (критическая группа) 0,1 мЗв в год, что позволяет отнести данные нарушения в эксплуатации к категории «происшествия» по шкале НП-015-2000.

3.1.2 Для надежного выполнения приемочных дозовых критериев для проектных аварий дополнительно в ТЗ на АЭС установлены критерии по количеству поврежденных твэл в активной зоне:


  • при авариях с вероятностью более 10-4 1/год (категория 3) – не более 1 % от общего количества твэл;

  • при авариях с вероятностью менее 10-4 1/год (категория 4) – не более 10 % от общего количества твэл.

Результаты расчетов радиологических последствий проектных аварий и ННЭ, приводящих к максимальным дозам облучения критической группы населения, приведены в таблице 4. Детальный анализ радиационных последствий ННЭ и проектных аварий и проверка приемочных критериев радиационной безопасности представлены в подразделе 15.7 ПООБ Балтийской АЭС [11].

Таблица 4 – Радиологические последствия проектных аварий и ННЭ (определяющие сценарии)



Авария (вероятность события)

Радиационное воздействие

Категория аварии по

НП-015-2000



Уровень аварии по

шкале INES



Аварийный выброс

Прогнозируемый уровень доз

Категория проектных условий 2 (условия отказов)

1 группа –

Разуплотнение контуров с радиоактивными средами за пределами гермообъема



Аварийный выброс:
ИРГ – 2,0 ·104 ГБк
I-131 – 0,5 ГБк
Cs-137 – 0,01 ГБк


Доза облучения на границе промплощадки –
< 0,1 мЗв/год


П02

2. Инцидент






Категория проектных условий 3 (более 10-41/год·реактор)

2 группа –
Спектр аварий с течью из первого контура во второй

Аварийный выброс:

ИРГ – 1,0·105 ГБк


I-131 – 5,0 ГБк
Cs-137 – 0,1 ГБк

Доза облучения на границе промплощадки –
< 1 мЗв/год


П01

3. Серьезный инцидент



Категория проектных условий 4 (менее 10-41/год·реактор)

3 группа –
Разуплотнение первого контура в пределах гермообъема

Аварийный выброс:
ИРГ – 1,0·105 ГБк
I-131 – 50 ГБк
Cs-137 – 0,5 ГБк



Доза облучения на границе промплощадки –
< 5 мЗв/год


А04

4. Авария главным образом на установке

Результаты анализа дозовых нагрузок для населения позволили подтвердить обеспечение техническими системами безопасности блока совмещения границ СЗЗ с границами промплощадки АЭС и отсутствие необходимости проведения мер защиты населения в случае проектной аварии на энергоблоке. Согласно требованиям к проекту АЭС-2006 обеспечено непревышение следующих дозовых пределов годовой эффективной дозы для населения:

    - при проектных авариях с вероятностью более 10-4 1/год – менее 1 мЗв/событие;

    - при проектных авариях с вероятностью менее 10-4 1/год – менее 5 мЗв/событие.

    В соответствии с МУ 2.6.1.047 - 08 для проектных аварий выполнена оценка мощности дозы, объемной активности 131I в воздухе и выпадений 131I на местности, удельной активности 131I и 134,137Сs в воде поверхностных водоемов, используемых для питьевого водоснабжения. Сравнение полученных значений с установленными НД производными уровнями вмешательства позволяет подтвердить вывод об отсутствии необходимости принятия мер защиты населения за пределами промплощадки в начальный период проектной радиационной аварии.

    3.2 Запроектные тяжелые аварии



3.2.1 Источники аварийного выброса

    Анализ радиационных последствий тяжелых ЗПА, связанных с медленным ростом давления в контейнменте (суммарная вероятность предельного аварийного выброса на уровне 10-7 1/год), используется в проекте для разработки плана защитных мероприятий и обоснования размеров зон планирования обязательной (экстренной) эвакуации/защитных мероприятий для населения и зоны наблюдения.

В соответствии с ТЗ на АЭС-2006 [1] для данного класса аварий:

- расчетный радиус зоны планирования обязательной (экстренной) эвакуации населения при достижении уровня Б прогнозируемой дозы облучения за первые 10 сут не должен превышать 800 м от реакторного отделения;

- зона планирования введения обязательных защитных мероприятий для населения при достижении уровня Б прогнозируемой дозы облучения за первые 10 сут не должна превышать 3 км от блока.

Дополнительно в ТЗ на АЭС-2006 установлен целевой предел по выбросу Сs-137 в окружающую среду при тяжелой аварии с плавлением топлива – 100 ТБк [1].

Для оценочных расчетов аварийных выбросов в окружающую среду принят сценарий аварии «Большая течь теплоносителя первого контура с отказом активной части САОЗ» с дополнительным наложением полного обесточивания блока на 24 ч, сопровождаемый медленным ростом давления в контейнменте и наибольшими скоростями выхода ПД в контейнмент и далее через неплотности защитной оболочки в окружающую среду.

Внутренняя защитная оболочка рассчитана на нагрузки, возникающие в режиме максимальной проектной аварии, сохраняет свою целостность и ограничивает утечки радиоактивных продуктов при учитываемых в проекте запроектных авариях.

Выброс радиоактивных газов и аэрозолей в окружающую среду обусловлен недостаточным охлаждением активной зоны, вследствие чего достигается кризис теплообмена, сопровождаемый перегревом топлива вплоть до его плавления с возможным выходом расплава за пределы корпуса реактора.

Для рассмотренного класса тяжелых аварий с вероятностью аварийного выброса на уровне 10-7 1/год в соответствии с ОПБ-88/97 и НП-032-01 в результате оценки и анализа прогнозируемых уровней выброса предложен предельный аварийный выброс (ПАВ) для радиационно-значимых нуклидов:



  • для ранней фазы аварии, связанной с утечками продуктов деления через неплотности двойной защитной оболочки и байпасом контейнмента, приземный выброс:
    133Xe - 104 ТБк; 131I – 50 ТБк; 137Cs – 5 ТБк;

  • для промежуточной и поздней фаз аварии при снижении давления в контейнменте, связанной с выбросами через вентиляционную трубу и неплотности внешней оболочки:
    133Xe - 105 ТБк; 131I – 50 ТБк; 137Cs – 5 ТБк;

ПАВ на этапах снижения/поддержания давления в контейнменте спринклерной системой предложен для 131I и 137Cs в несколько раз выше расчетного значения, что связано как с неопределенностями расчетных моделей по удержанию нуклидов, осевших на поверхностях оборудования и строительных конструкций промежуточного пространства защитной оболочки, так и значимостью данных нуклидов для экологического и экономического ущерба окружающей среды при радиационных авариях.

Дозовые нагрузки на населения в районе аварийного энергоблока (на расстояниях до


15 км) рассмотрены с учетом динамики формирования аварийного выброса и интенсивности выбранного источника на уровне предложенных ПАВ и радионуклидного состава выброса.

3.2.2 Результаты расчетов доз

В таблице 5 представлены результаты расчетов уровней доз для критической группы населения (ребенок) для различных расстояний в направлении на запад от аварийного энергоблока за первые 10 суток от начала аварии и выполнено их сравнение с уровнями вмешательства, установленными НРБ-99/2009. Уровни вмешательства, требующие обязательного введения защитных мер для населения приведены в рамке и выделены жирным шрифтом - для обязательной экстренной эвакуации населения (в скобках – для укрытия). По выполненным оценкам критическим органом при радионуклидном составе аварийного выброса является щитовидная железа.

Таблица 5 – Предотвращаемая доза за первые десять суток (для критической группы - ребенок)



В Гр

Расстояние,

км


Внешнее облучение

Внутреннее облучение за счет ингаляции

Уровень аварийной дозы

От факела выброса

От поверхности

На все тело




Уровень Б: 5.0 Е-1 (5.0 Е-2)

Уровень А: 5.0 Е-2 (5.0 Е-3)






0,25

2,5E-02

4,2E-02

-

6,7E-02

0,8

7,9E-03

1,4E-02

-

2,2E-02

1

5,7E-03

9,7E-03

-

1,5E-02

5

7,6E-04

1,5E-03

-

2,2E-03

Доза на критический орган - щитовидная железа

Уровень Б: 5.0 Е0 (5.0 Е-1)

Уровень А: 5.0 Е-1 (5.0 Е-2)






0,25

1,9E-02

2,1E-03

1,9E+00

1,9E+00

0,8

6,2E-03

6,8E-04

6,1E-01

6,2E-01

1

4,4E-03

4,8E-04

4,3E-01

4,4E-01

5

6,1E-04

6,8E-05

6,7E-02

6,8E-02

В таблице 6 приведены результаты реалистической оценки доз для критической группы населения (ребенок) за первый год после аварии для наихудших условий рассеяния аварийного выброса с обеспеченностью 95 %, рекомендуемых для анализа радиационных последствий запроектных аварий [12].

Таблица 6 – Предотвращаемая эффективная доза за первый год после аварии для критической группы для наихудших условий рассеяния аварийного выброса с обеспеченностью 95 %



В Зв

Расстояние,

км


Внешнее облучение

Внутреннее облучение за счет ингаляции

Уровень аварийной дозы

От факела выброса

От поверхности

На все тело




5.0 Е-1 (5.0 Е-2)




0,25

1,3E-02

2,7E-01

5,2E-02

3,3E-01

0,8

3,9E-03

9,0E-02

1,7E-02

1,1E-01

1

2,4E-03

6,2E-02

1,2E-02

7,6E-02

5

2,7E-04

7,0E-03

1,3E-03

8,5E-03

Прогнозируемые дозы для населения не превышают уровни вмешательства, требующие введения обязательных защитных мер для населения (уровень Б, НРБ-99/2009), за пределами указанных ниже расстояний от аварийного блока:

- эвакуация – 0,25 км (граница промплощадки);

- йодная профилактика и длительное отселение – 0,8 км;

- укрытие – 1 км.

Таким образом, в рамках консервативной оценки надежно подтверждено выполнение требований ТЗ на АЭС-2006.

Размеры границы ЗПЗМ устанавливаются в соответствии с требованиями НП-032-01 с учетом характеристик района размещения площадки: при запроектных авариях с выбросом радиоактивных веществ на уровне ПАВ в окружающую среду прогнозируемые дозы облучения населения на границе ЗПЗМ и ее пределами не должны превышать значений, требующих принятия решений о мерах защиты населения в случае радиационной аварии. За пределами ЗПЗМ могут быть установлены временные ограничения на потребление отдельных сельскохозяйственных продуктов местного производства. В ЗПЗМ проводится контроль/прогноз радиационной обстановки и осуществляются мероприятия по снижению уровней облучения населения на основе изложенных в разделе 6 НРБ-99/2009 принципов и подходов. Критерии вмешательства на «загрязненных» территориях на различных стадиях аварии регулируются зонированием (Приложение 5 НРБ-99), основанном на величине годовой эффективной дозы (средняя у жителей населенного пункта за текущий год).

По результатам реалистической оценки доз, средней у жителей населенного пункта за текущий год, при наихудших условиях рассеяния аварийных выбросов в районе размещения Балтийской АЭС с обеспеченностью 95 % радиус ЗПЗМ может быть ограничен 5-7 км


(таблица 6). На поздних стадиях радиационной аварии решения о защитных мероприятиях населения и окружающей среды принимаются с учетом сложившейся радиационной обстановки и конкретных социально-экономических условий.

4 Зона наблюдения

4.1 Методика расчета, исходные данные

В соответствии с нормативными документами СП СЗЗ и ЗН-07 и МУ 2.6.1.42-01 размер ЗН рассчитывается исходя из требования информативности радиационного контроля на этой территории при НЭ АЭС, возможных радиационных авариях и инцидентах.

Расчет размеров ЗН Балтийской АЭС выполнен по «Методике расчета размеров зоны наблюдения вокруг АЭС» [13]

Согласно указанной методике принимается:

- автоматизированный контроль радиационной обстановки в районе размещения АЭС осуществляется на основе АСКРО, регистрирующей мощность дозы -излучения на местности;

- доверительная погрешность (при P = 0,95) измерения мощности дозы на местности датчиками постов АСКРО составляет 20 %;

- внешний радиус ЗН – минимальное расстояние от АЭС в направлении ветра, на котором при наиболее неблагоприятных условиях аварийного выброса и условиях его рассеяния в атмосфере отклонение значения контролируемого радиационного параметра (мощности дозы) от его максимального значения статистически незначимо.

Для консервативности оценки нахождения положения максимума фактора разбавления не учитывается возможное вымывание примеси за счет осадков и сухого осаждения, что соответствует рассеянию ИРГ в окружающей среде. На положение критической точки фактора разбавления основное влияние оказывают эффективная высота источника выброса и состояние устойчивости атмосферы. Эффективная высота выброса складывается из его геометрической высоты hs и дополнительного подъема примеси h за счет динамического и термического факторов.

Процедура определения внешних границ ЗН вокруг АЭС включает анализ условий формирования радиоактивного выброса и рассеяние его в атмосфере при авариях, а именно, учет максимально возможного подъема факела при различных атмосферных условиях, особенности рассеяния примесей в районе размещения АЭС. Наиболее неблагоприятные условия аварийного выброса, с точки зрения организации радиационного контроля в окружающей среде, связаны с кратковременным (от нескольких десятков минут до нескольких часов) поступлением радионуклидов в атмосферу на максимальную высоту, а наиболее неблагоприятные условия рассеяния – устойчивое состояние атмосферы (категория атмосферы F по Пасквиллу) в отсутствии осадков и сухого осаждения [14].

В случае проектных аварий на энергоблоке, связанных с разуплотнением первого контура в пределах гермообъема выброс происходит через высотную венттрубу (геометрическая высота hs = 100 м), при авариях типа «течь первого контура во второй» - на уровне паросбросных устройств парогенератора (hs = 32 м).

При тяжелых ЗПА с дополнительным наложением полного обесточивания АЭС на


24 ч, имеющих наиболее тяжелые радиационные последствия, аварийный выброс до момента восстановления электропитания связан с утечками через неплотности двойной защитной оболочки (низкий приземный выброс), после восстановления электроснабжения - через высотную вентиляционную трубу.

Размер ЗН устанавливается исходя из информативности РК на больших расстояниях в случае возможной радиационной аварии, связанной с аварийным выбросом в высотную вентиляционную трубу. Из анализа последствий радиационных аварий на энергоблоках Балтийской АЭС можно сделать вывод, что распространению аварийного выброса на большие расстояния отвечают кратковременные выбросы из высотной вентиляционной трубы на ранней фазе аварии при условии работы всех вентагрегатов (до их отключения) в зимний период времени.

4.2 Результаты расчетов

Кратковременный фактор разбавления для категории устойчивости атмосферы F, соответствующей наиболее неблагоприятным условиям рассеяния для дальних расстояний, приведен на рисунке 1.

Результаты расчетов показали, что минимальный радиус ЗН, определенный для аварийных выбросов на дальних расстояниях при наихудших условиях рассеяния составил
13 км.

13

25

Рисунок 1 – Кратковременный фактор разбавления для категории устойчивости атмосферы F в зависимости от расстояния

Исследование полученной зависимости величины от расстояния х в отсутствии осадков в атмосфере и турбулентного осаждения примеси на подстилающую поверхность показало, что на расстояниях от источника х  [12,4 км, 66,3 км] в направлении ветра расхождения в результатах измерения параметра радиационного контроля являются случайными (незначимыми). Указанные выше условия справедливы в тех случаях, когда выброс состоит из инертных радиоактивных газов и/или органических соединений йода (например, СН3I). Однако, в аварийном выбросе АЭС могут также присутствовать аэрозоли и элементарный йод (I2). Учет турбулентного осаждения и влияния осадков дает менее консервативную оценку зависимости от расстояния х, что позволяет принять радиус зоны наблюдения равным 13 км.

Указанный радиус зоны наблюдения обеспечивает оптимальный и достоверный радиационный контроль в районе расположения Балтийской АЭС при любых возможных условиях выброса и его рассеяния в атмосфере, как в режиме нормальной эксплуатации атомной станции, так и в случае возможных радиационных аварий.

Радиационный контроль при R > RЗН малоинформативен и неоправдан с учетом погрешностей средств измерений и затрат на оснащение постов наблюдения.

Следует отметить, что предлагаемая зона наблюдения полностью включает в себя зону планирования защитных мероприятий для населения на случай тяжелой запроектной аварии на Балтийской АЭС (с вероятностью 10-7 1/год·реактор), радиус которой составляет 5-7 км.



  1. Выводы

В целях обеспечения радиационной безопасности населения проведено зонирование территории вокруг Балтийской АЭС, определены границы и размеры СЗЗ, ЗН и ЗПЗМ, обеспечено выполнение всех приемочных критериев для всех проектных режимов работы станции.

  1. Литература

  1. АЭС-2006. Техническое задание на разработку базового проекта. Федеральное агентство по атомной энергии РФ. Утверждено руководителем Федерального агентства по атомной энергии С.В. Кириенко, 2006

  2. «ПС «БЕТА-ГАММА-ПРОЕКТ», верс.2. СПбАЭП.1999. Паспорт аттестации ПС: регистр. №133 от 02.11.2001. Центр по экспертизе ПС при НТЦ ГАН

  3. Методические указания по расчету радиационной обстановки в окружающей среде и ожидаемого облучения населения при кратковременных выбросах радиоактивных веществ в атмосферу (МПА-98). Минатом России, М., 1998

  4. НТД 38.220.56-84 “Методы расчета распространения радиоактивных веществ с АЭС и облучения окружающего населения”. Часть 1. Приложения. МХО Интератомэнерго, М., Энергоатомиздат, 1984

  5. Методы расчета распределения радиоактивных веществ в атмосфере и доз облучения населения. НТД. МХО. М., 1992

  6. Технический документ ДВ-98 «Руководство по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу». М., Минатом России, 1998

  7. Балтийская АЭС. Инженерные изыскания. Аэрометеорологические работы. Промежуточный отчет «Производство работ по расчетам атмосферной диффузии и исследование влияния градирен на микроклимат местности для разработки проекта АЭС-2006 на площадке Балтийской АЭС. ЗАО «ЛенЭкоСофт+», 2009

  8. ПС «ДОЗА». Версия 2.0 (свидетельство об официальной регистрации №2007613034). Описание применения. НИР.0-0-75-ОТ-001. Арх. № НИР-T-15, СПбАЭП, 2009

  9. ICRP Database of Dose coefficients: Workers and Members of the Public. ICRP Publication 72

  10. International Basic safety standards for protection against ionizing radiation and for the safety of radiation sources.- Vienna: IAEA (Safety series, 115), 1996

  11. АЭС-2006. Балтийская АЭС. Блок 1. ПООБ. Глава 15. Раздел 15.7. Радиационные последствия аварий. ВТ1О.B.&&&.1.1507&&.&&&&&.075.HE.0001. СПбАЭП, 2009

  12. NRC Regulatory Guide 1.145 – Atmospheric Dispersion Models for Potential Accident Consequence Assessments at Nuclear Power Plants. Rev.1. 1982

  13. «Методика расчета размеров зоны наблюдения вокруг АЭС», утв. Главным государственным санитарным врачом по объектам и территориям, обслуживаемым Федеральным Управлением “Медбиоэкстрем”, свидетельство об аттестации
    № 46090.2М479, Центр метрологии ионизирующих излучений государственного научного метрологического центра «ВНИИФТРИ» Госстандарта России), 2002

  14. Гусев Н.Г., Беляев В.А. Радиоактивные выбросы в биосфере. Справочник. Изд. 2-е, перераб. и доп., Энергоатомиздат, М., 1991






Каталог: files -> proceedings -> kms2010 -> documents
proceedings -> Физическое разнообразие при формировании сигналов аварийной защиты по нейтронно-физическим параметрам для аэс с ввэр
proceedings -> Исследование функционирования систем безопасности при установке сетчатого фильтра приямка гермозоны
proceedings -> Результаты проведения химической промывки парогенераторов энергоблока №2 армянской аэс в период ппр-2008 С. И. Брыков, Ю. В. Харитонов, Л. А. Сиряпина, Г. П. Кузнецова окб «гидропресс»
proceedings -> Опыт использования программного комплекса простор в расчетной поддержке эксплуатации Калининской аэс и перспективы его дальнейшего применения на аэс с ввэр-1000
proceedings -> Унифицированное устройство локализации расплава активной зоны 3-го поколения для аэс-2006
proceedings -> Использование программных средств для расчета эрозионно-коррозионного износа
proceedings -> Технико-экономический анализ условий безопасного перехода с 4-х на 8-летнюю периодичность эксплуатационного контроля оборудования и трубопроводов реакторных установок действующих и проектируемых аэс
proceedings -> На энергоблоке №1 аэс "Куданкулам"
proceedings -> 8-я мнтк «Обеспечение безопасности аэс с ввэр» окб «гидропресс», Подольск, Россия 28-31 мая 2013 г


Поделитесь с Вашими друзьями:


База данных защищена авторским правом ©uverenniy.ru 2019
обратиться к администрации

    Главная страница