Гусев Н.Г., Беляев В.А. Радиоактивные выбросы в биосфере

Подождите немного. Документ загружается.

могут быть использованы временные интегралы объемной активности в воздухе,

воде водоемов, поверхностное загрязнение почвы, интеграл концентрации или

пиковые концентрации радиоактивности в молоке, удельная активность травы

пастбищ и сенокосов и т. д. Каждый такой производный уровень обычно

характеризует свой путь облучения и устанавливается для каждого радионуклида

отдельно. Они в принципе должны учитывать местные особенности, а для

пищевых путей еще и момент выбросов и выпадений в течение года, так как

миграция радионуклидов по пищевым цепочкам существенно зависит от сезона.

Для их применения необходимо разработать процедуру сочетанного применения

всех упомянутых производных уровней вмешательства, которая вряд ли

окажется простой, и в любом случае потребуется знание радионуклидного

состава выпадений. Все это приводит к сложности практического применения

производных уровней вмешательства при оценке ситуации и принятии

неотложных решений, при этом из поля зрения выпадают собственно оценки доз.

В такой ситуации предпочтительна разработка экспрессных методов

непосредственной оценки ожидаемых доз облучения, пусть и обладающих

малой точностью, но дающих выигрыш во времени. Перспективным является

способ оценки и прогнозирования доз на основе характеристик, измеряемых

в полевых условиях. Таковыми могут быть: мощность экспозиционной дозы,

поток заряженных частиц и фотонов на местности, поверхностная активность

почвы, удельная активность объектов внешней среды (травы, листвы деревьев

и т. п.). В этом разделе мы рассмотрим общую постановку такой задачи,

а в следующем —ее частное приложение.

При расчете доз облучения населения по различным путям воздействия

основной, и во многих случаях исчерпывающей характеристикой является

поверхностное загрязнение местности s/

, Бк/м

. Как правило, все дозы

и любые измерения ионизирующего излучения на местности при прочих равных

условиях пропорциональны Пусть H

- -интересующая доза по какому-либо

пути облучения. С(г) -некая обобщенная дозиметрическая характеристика,

измеряемая на местности через время I после выпадения активности. Это может

быть мощность экспозиционной дозы на открытой местности, плотность потока

заряженных частиц от поверхности почвы, суммарная удельная активность проб

травы, листвы деревьев, продуктов питания и т. д. В качестве таковых могут

рассматриваться показания любого, реагирующего на излучение прибора

(например, всевозможных счетчиков, дозиметров, индикаторов). Для них

справедливы следующие общие отношения пропорциональности:

C(t)~s/

. (7.1)

Деля одно на другое, получим:

#7C(;) = const, (7.2)

т. е. оказывается, что искомые дозы облучения пропорциональны результатам

измерений на местности, а зависимости вида (7.2), найденные для конкретных

аварийных ситуаций, дают возможность оперативно получать оценки ожида-

емых доз облучения по результатам несложных измерений, непосредственно

проводимых в полевых условиях. И если в методе оценки радиационной

обстановки, основанном на применении производных уровней вмешательства,

затруднительны как процедура установления величины этих уровней, так

и методология их практического применения, то в предлагаемом здесь

способе сложным является установление вида зависимостей (7.2). Но как

только они установлены, то процедура их применения становится чрезвычайно

простой. В принципе можно даже проградуировать приборы, измеряющие

171

выбранную реперную характеристику С непосредственно в единицах ожидаемых

доз. Конечно, точность таких оценок не будет высока, зато получается существенный

выигрыш в оперативности, что особенно важно на первых этапах аварии.

Рассмотрим этот подход более детально и выясним общие факторы,

влияющие на зависимости вида (7.2). Так, зная изотопный состав аварийного

загрязнения, с помощью stf

можно рассчитать временные интегралы объемной

активности каждого /'-го радионуклида в воздухе .c/

()

BK-с/м

, по формуле

&ь, .M = -^s

,/К + ЛЯ

), (7.3)

где

скорость сухого оседания примеси на подстилающую поверхность, м/с;

Л постоянная ее вымывания из атмосферы осадками, с

-1

; H

- толщина

загрязненного слоя воздуха, подверженного действию осадков, м. Как правило,

последняя совпадает с высотой до нижней границы дождевых облаков, но не

превышает максимальной толщины слоя перемешивания атмосферы Н"

АХ

(4.34),

(4.96). С помощью i можно оценить дозы для всех важнейших путей воздействия.

В общем виде для смеси радионуклидов можно написать следующее

выражение для полной ожидаемой дозы (при f->oo):

= STF

,-, (7.4)

где .c/

— суммарная поверхностная активность смеси в момент выпадения,

Бк/м

; л. — доля 1-го нуклида в полной активности смеси; B

,- обобщенный

дозовый коэффициент, отнесенный к единичной поверхностной активности

/'-го нуклида смеси, Зв

•

/Бк. Для различных путей облучения он равен:

при внешнем фотонном излучении от следа выпадений

,I = B

= B

; (7.5)

для внутреннего облучения при вдыхании

SHA

= B

iKi

V l(v

+КНГ

\, (7.6)

для внутреннего облучения при пероральном поступлении с пищевыми

продуктами

BSH, i = B

,, К '

. (7.7)

Здесь индекс i означает, что рассматриваемая характеристика относится к 1-му

радионуклиду смеси; V интенсивность легочного обмена воздуха при дыхании

человека, м

/с; смысл остальных величин описан в разд. 1.1 и в гл. 3 и 5.

Выражение для измеряемой реперной характеристики, на основе которой

предполагается оценивать ожидаемые дозы облучения, в обобщенном виде

можно записать в форме

C(t) = stfsY&c.i{t) m. (7-8)

где C(t)

—

рассматриваемая обобщенная дозиметрическая характеристика с раз-

мерностью мР/ч, имп./мин, част./(м

•

мин), Бк/кг и т.п. через время t после

выпадения активности; stf

- суммарная поверхностная активность смеси

в момент выпадения, Бк/м

; л* — доля i'-го нуклида в смеси в момент

выпадения; J

,i(') -функционал, связывающий единицу поверхностной ак-

тивности i'-го нуклида в момент выпадения с рассматриваемой характеристикой.

Разделив выражение (7.4) на (7.8), получим искомый коэффициент пропорци-

ональности вида (7.2), отнесенный к единице какой-либо доступной для

простых измерений характеристики. Обозначая его символом FP

, получаем

172

i ' i

(7.9)

Зная этот коэффициент, ожидаемые дозы облучения вычисляют путем

умножения его значения на результат измерения характеристики C(t) через

время I после выпадения, т. е.

Выражение (7.10) является общей основой предлагаемого способа экспрессной

оценки ожидаемых доз по результатам полевых измерений на первых этапах

аварии.

Обратим внимание на одну существенную особенность. Из выражения

(7.9) видно, что фактически единственным параметром, который необходимо

знать для успешного применения рассмотренного метода, независимо от вида

измеряемой реперной характеристики С (г), является процентный радионуклид-

ный состав выпавшей активности. Впрочем, знание радионуклидного состава

выпадений обязательно и для любого другого метода, в частности, основанного

на применении производных уровней вмешательства.

В следующем разделе мы подробно рассмотрим метод оценки ожидаемых

доз при авариях на атомном реакторе, основанный на измерении мощности

экспозиционной дозы на местности.

7.4. Прогноз ожидаемых доз аварийного облучения

по мощности экспозиционной дозы на местности*

Наиболее доступной характеристикой степени загрязнения местности

аварийными выбросами в атмосферу является мощность дозы фотон-

ного излучения. Зная мощность экспозиционной дозы X, Р/ч, фотон-

ного излучения на местности через I сут после аварии, ее поверхност-

ное загрязнение г'-м радионуклидом V

Si;

(г),

мКи/см

, можно рассчитать

по формуле

где V

,j(t) -удельная активность /-го радионуклида топливной композиции

реактора через время t после останова (время выдержки); т|

относительный

выход /'-го радионуклида из реактора в атмосферу (например, процентное

значение); B

sy ;

— дозовый коэффициент, характеризующий связь мощности

экспозиционной дозы на местности с величиной ее поверхностного загрязнения

I-М радионуклидом, P

•

см

/(ч

•

мКи). Методы расчета этой характеристики

были рассмотрены в разд. 3.3. Зная величину V

s i

= V

, по формулам

(7.4) — (7.7) можно рассчитать значения ожидаемых доз облучения населения

по другим путям воздействия. Суммируя затем результаты по всем путям

облучения и по радионуклидам смеси и деля результат на X получаем

искомый коэффициент пропорциональности FP

, нормированный на мощность

экспозиционной дозы на местности.

В табл. 7.4—7.7 представлен результат расчетов этого коэффициента для

различных путей облучения. Рассмотрено два варианта выбросов.

* Этот раздел составлен при участии сотрудников ИАЭ им.

И. В. Курчатова, А. А. Хрулева и А. В. Хрусталева.

= C(t)FP

(t).

(7.10)

(7.11)

173

!.Выброс радионуклидов со следующим относительным выходом, %:

РБГ 100, I —20, Cs—10, остальные нуклиды 3 (см. табл. 7.3). Этот состав

радионуклидов близок к среднему составу в выбросе радиоактивности при

аварии Чернобыльской АЭС [122].

Таблица 7.4. Ожидаемые эффективные эквивалентные дозы за 1 год пребывания

на загрязненной местности H

, мЗв, нормированные на уровень мощности

экспозиционной дозы A

=IMPZH (~10мкЗв/ч) в зависимости от времени

измерения после аварии: первый вариант выброса

Время

после

аварии

(момент

измерения

уровня

фотонного

излучения),

сут

Бк/см

Облако Почва

Вды-

хание

Моло-

ко

Мясо Хлеб

Салат

огурцы

Карто-

фель,

капус-

та, то-

маты,

яблоки

С уче-

том

всех

путей

1 595 0,0435 9,07 14,6 38,7 12,6

22,3 43,3 0,0902

141

634 0,0648 13,5 21,7 57,6

18,7 33,1

64,4 0,134 209

5 629

0,0744

15,5

24,9 66,1 21,5 38

73,9 0,154 240

10 648 0,0944 19,7 31,6

27,3

48,3

93,9

0,196 305

682 0,115 23,9 38,5

102

33,2 58,8

114 0,238 371

20 714 0,135 28,1

45,2 120 39

69 134

0,280

436

30 767

0,172 35,9 57,8 153 49,8

88,2 171 0,357 557

60 842 0,257 53,6 86,3 229

74,5 132 256 0,533

832

90 853 0,316 65,7 106

280 91,3 161

314 0,654 1019

120 854 0,366 76,2 123 325

106 187

364

0,758

1182

1 год

844 0,697 145 234 620 202 357

692 1,44 2251

Таблица 7.5. Ожидаемые эквивалентные дозы за 50 лет пребывания на

загрязненной местности //', мЗв, нормированные на уровень мощности экс-

позиционной дозы X=

мР/ч (~ 10 мкЗв/ч) в зависимости от времени измерения

после аварии: первый вариант выброса

Время

после

аварии

(момент

измерения

уровня

фотонного

излучения),

сут

Бк/см

Облако

Почва Вды-

хание

Моло-

ко

Мясо Хлеб

Салат

огурцы

Карто-

фель,

капус-

та, то-

маты,

яблоки

С уче-

том

всех

путей

1 594

0,0426

27,6 14.6 39 12,6

36,5 43,5

0,673 174

634

0,0633

41 21,7 58

18,8 54,4 64,7 1 260

629 0,0727 47,1

24,9 66,6 21,6

62,4 74,2 1,15 298

10 648

0,0924

59,8

31,6 84,5

27,4

79,3

94,3 1,46 378

682 0,112 72,7 38,5

103 33,3 96,5

115 1,78 461

714 0,132

85,4 45,2 121 39,1 113

135 2,08

541

30 767 0,168

109 57,7

154 50 145

172 2,66 690

60 842

0,252

163

86,3 230

74,6 216 257 3,98

1032

90 853 0,308 200 106

282 91,5 265

315 4,88

1264

120

854 0,358 232 123

328 106 307 365

5,66 1467

I год

844 0,682

441 234 624 202 585

696 10,8

2792

174

Таблица 7.6. Ожидаемые эффективные эквивалентные доты за 1 год пребывания

на загрязненной местности H', мЗв, нормированные на уровень мощности

экспозиционной дозы X=I мР/ч 10 мкЗв/ч) в зависимости от времени

измерения после аварии: второй вариант выброса

Время

после

аварии

(момент

измерения

уровня фо-

тонного из-

лучения), сут

Бк/см

Облако Почва Вды-

хание

Моло-

ко

Мясо Хлеб Салат

огурцы

Карто-

фель,

капус-

та, то-

маты,

яблоки

С уче-

том

всех

путей

675 0,0278

10 19

17,6

15,1

21,2 33,6 0,0857 117

3 689 0,0366 13,2

25 23,1

19,9 27,9 44,2

0,113

154

691

0,0416 15 28,4 26,2 22,6 31,7 50,2

0,128

174

10 732

0,0529 19 36,1

33,4

28,8 40,2 63,9 0,163 222

15 782 0,0636 22,9 43,4 40.1

34,6

48,4

76,8 0,196 267

825 0,0736 26,5 50,2 46,4 40 56 88,9

0,227 308

30 891 0,0917

33,1 62,6 57,9 49,9 69,8 111 0,282 384

60 992 0,137 49,2 93,2 86,2 74,4 104

165 0,421 573

1032 0,174

62,8

119

110 94,8

133 210 0,536 730

120

1068

0,212

76,5 145

134

116 162

256

0,654 890

1 год

1364

0,590 212 402 372 321 449 712

1,82 2471

Таблица 7.7. Ожидаемые эффективные эквивалентные дозы за 50 лет пребывания

на загрязненной местности H

, мЗв, нормированные на уровень мощности

экспозиционной дозы X=I мР/ч 10 мкЗв/ч) в зависимости от времени

измерения после аварии: второй вариант выброса

Время

после

аварии

(момент

измерения

уровня

фотонного

излучения),

сут

•tfs,

Бк/см

Облако Почва Вды-

хание

Моло-

ко

Мясо Хлеб Салат

огурцы

Карто-

фель,

капус-

та, то-

маты,

яблоки

С уче-

том

всех

путей

675 0,0265 17 19

17,7

15,2

34,9 33,8 0,628 138

3 689 0,0349 22,4

25 23,3 20 46 44,5 0,826 182

691

0,0396

25,4

28,4 26,4 22,7

52,2 50,5 0,938 207

732

0,0503 32,3 36,1

33,6 28,8

66,4

64,2 1,19 263

782

0,0606 38,9 43,4 40,4 34,7

79,9 77,3

1.44

316

20 825 0,0700 45 50,2

46,8 40,1 92,4

89,4

1,66

366

30 891 0,0873 56,1 62,6

58,3

115 111 2,07 456

60 992

0,130 83,6 93,2 86,9 74,5 172 166 3,08

679

90 1032

0,166 106 119 111 94,9 219 212

3,93 865

120 1068 0,202 130

145 135 116 267 258 4,79

1055

1 год

1364 0,561

361 402 375 321 740

716 13,3 2929

2. Выброс, относительный состав которого соответствует содержанию ра-

дионуклидов в топливе. В этом варианте нуклидный состав продуктов деления

и актиноидов в основном принят по справочнику [12] для реактора типа

РБМК-1000 к концу кампании. Откорректировано лишь накопление

134

Cs. Бы-

ло принято, в частности, что его содержание в исходном топливе составляло

—

50% содержания

137

Cs, приведенного в упомянутой работе (см. табл. 2.10).

175

В табл. 7.4 и 7.5 приведены ожидаемые эффективные эквивалентные дозы за

1 год и за 50 лет пребывания на загрязненной открытой местности

с радионуклидным составом, соответствующим первому варианту выбросов. Все

величины нормализованы на мощность дозы фотонного излучения 1 мР/ч

(~ 10 мкЗв/ч). Они рассчитаны для различных моментов времени, прошедших после

аварии. Так, например, строка табл. 7.4 и 7.5 для времени после аварии «90 сут»

дает ожидаемые дозы за 1 год и за 50 лет пребывания человека с момента аварии

на местности, для которой характерна мащность дозы фотонного излучения

1 мР/ч, измеренная на 90-е сутки после аварии. При других уровнях излучения все

величины рассматриваемой строки этих таблиц должны быть изменены

пропорционально показаниям дозиметра. За константу нормирования принята

мощность дозы 1 мР/ч потому, что подавляющее большинство используемых

в настоящее время приборов градуировано во внесистемных единицах.

Содержание табл. 7.5 и 7.6 соответствует содержанию табл. 7.4 и 7.5,

но отличается от них тем, что результаты получены для состава радионуклидов,

характерного для второго варианта выбросов.

Расчеты проводились с учетом следующих особенностей, характерных для

выпадений в средней полосе в начале мая (как при аварии на Чернобыльской АЭС):

а) выброс произошел в самом начале вегетационного периода, когда так

называемый воздушный путь загрязнения растений первичным облаком

выброса (отложение активности непосредственно на съедобных частях растений)

был характерен лишь для травы и листовых овощей (салат, петрушка,

зеленый лук и т. п.). Для других культур (в том числе для зерновых) был

характерен корневой путь загрязнения;

б) в расчетах для Cs принято в 10 раз большее значение коэффициента

перехода почва — растения по сравнению с приведенными в табл. 5.14.

Коэффициенты перехода других нуклидов оставлены без изменения.

При расчетах нами не учитывалось вторичное загрязнение атмосферы

за счет ветрового подъема пыли (дефляции). Влияние дефляции может

привести к увеличению дозы от годового пребывания в зоне загрязнения.

Приведенные результаты расчетов носят иллюстративный характер. Не

учитывались такие уменьшающие ожидаемую дозу факторы, как употребление

незагрязненной пищи из отдаленных районов, экранирование фотонного

излучения помещениями, рельефом, снежным покровом, проведение дезак-

тивационных работ. Более детально эти факторы следует учитывать при

разработке таких таблиц, а еще лучше программ расчета на ЭВМ, выдающих

такие таблицы, как составной части аварийных планов конкретных предприятий

с учетом также и других местных особенностей.

Глава 8

Методы и примеры расчета основных

и производных характеристик

8.1. Общие положения

В настоящей главе приводятся примеры расчета доз и производных

характеристик, иллюстрирующих практические применения изложенных мето-

дов. С целью исключения громоздкости изложения выбраны лишь простейшие

176

примеры, решение которых возможно без применения ЭВМ. Все исходные

данные не связаны с какой-либо определенной АЭС или районом ее

размещения, хотя при подборе примеров авторы стремились, чтобы они как

можно ближе соответствовали задачам, часто встречающимся на практике.

Это касается прежде всего выбора радионуклидов. Так, учитывая особо

важную роль, которую играют такие одиозные радионуклиды, как

131

137

Cs,

134

Cs и ИРГ, наибольшее число примеров приводится с их исполь-

зованием. Во многих примерах и формулах используется одинаковая сим-

волика. В этом случае следует пользоваться данными гл. 1. В частности,

в рамках настоящей главы символом H обозначена годовая эквивалентная

доза, Зв/год. H выражена в Зв/с, непрерывный выброс Q, Бк/год; мощность

выброса Q, Бк/с; кратковременный выброс Q

, Бк, и т. д.

Большинство примеров иллюстрирует воздушный путь загрязнения почвы

и наземной растительности при непрерывных выбросах, но методология

расчета доз и производных характеристик сохраняется и для других условий:

непрерывные выбросы

—

корневой путь; кратковременные выбросы — воздуш-

ный и корневой пути загрязнения. Учет этих особенностей можно сделать

с помощью табл. 5.19 — 5.26 для коэффициентов перехода K

?, м

, и соот-

ветствующих формул для коэффициента метеорологического разбавления. Для

всех примеров приняты одинаковыми: коэффициент экранирования фотонного

излучения зданиями к, =

(т. е. дозы рассчитаны на открытой местности);

постоянная биологического выведения из верхнего слоя почвы (всеми процес-

сами, кроме радиоактивного распада)

).,,

= 0,04 год"

(4% в год); постоянная

биологического выведения из корнеобитаемого слоя почвы X

= 0,02 год

-1

(2% в год); постоянная вымывания примеси из атмосферы осадками Л, с

-1

;

максимальное значение высоты слоя перемешивания примеси в атмосфере

Н"

ах

, м; скорость «сухого» (V

) и «мокрого» (AHT

) осаждения примеси из

атмосферы, учитываемая одним множителем V

-, м/с, который принимается

равным

+ АН T

»0,01 м/с. (8.1)

Также к району исследования относится интенсивность загрязнения поверхности

, Бк/(см

), равная согласно (4.1), (4.66) и (4.72)

= sJ

= QGV

, (8.2)

где V

определена в (8.1).

Функция истощения F

(х)

= F

(х) F

(х) характеризует уменьшение ин-

тегрального содержания примеси за время t = x/H ее движения до заданного

района на расстояние х от места выброса (4.74). Составляющие характеризуют

истощение облака примеси за счет следующих процессов: F

(х) — радиоактив-

ного распада (4.75); F

(x) — сухого осаждения (4.77); F

(х)— «мокрого» осаж-

дения с осадками (4.78). Численные значения F

(х) и условия ее применимости

для разных случаев приведены в приложении 4. Кроме тех случаев, которые

оговариваются в тексте, в примерах принимается F(x)=l. Таким образом,

если множители F(x), к

, т| принимаются равными единице, то они в формулах

опускаются. В многие формулы входит коэффициент метеорологического

разбавления G, с/м

, который характеризует объемную активность в атмос-

ферном воздухе Vy, Бк/м

, создаваемую мощностью выброса Q, Бк/с. Для

разных условий коэффициенты метеорологического разбавления приведены

в (4.24)-(4.33), (4.52) и (4.62)-(4.64). На графиках П1.1- П1.18 показаны

среднегодовые коэффициенты метеорологического разбавления, рассчитанные

177

11 Заказ 1627

по (4.32) при следующих допущениях: т)=1, F(х) = 1, й =

м/с, повторяемость

любой погодной категории W= 1. Верхняя кривая этих графиков получена по

«методу огибающей» для тех же условий. В наших примерах (кроме примера 1)

мы использовали значения G из графика П1.13 или из (4.52) для эффективной

высоты выброса Л= 120 м и коэффициента шероховатости Z

=IOCM (СМ.

табл. 4.1). Для расстояния х = 3000 м и скорости ветра й=1 м/с G = 2- IO

с/м

Принимая й = 4 м/с, получаем используемое в наших примерах значение

G =

5 •

10~

с/м

. (8.3)

Таковы «стандартные» условия, использованные в примерах. В отдельных

случаях (в примерах 1, 3, 11 и др.) по методическим соображениям допущены

отклонения от этих условий, о чем сделаны оговорки. Вообще же разнообразие

метеорологических и других исходных данных очень велико, и поэтому

каждый раз нужно применять конкретные методы, формулы, графики и ко-

эффициенты, которые соответствуют фактически поставленной задаче.

8.2. Отечественные нормативные документы,

регламентирующие уровни облучения

и радиоактивные выбросы АЭС

В настоящее время основным нормативным документом, регламентиру-

ющим дозы облучения персонала и населения, являются «Нормы радиационной

безопасности НРБ 76/87 и Основные санитарные правила ОСП — 72/87» [6],

а применительно к АЭС «Санитарные правила проектирования и эксплуатации

атомных электростанций СП-АЭС — 79» [118]. В СП-АЭС -79 установлены

пределы доз (ПД) для ограниченной части населения (табл. 8.1).

Таблица 8.1. Годовые пределы эквивалентных доз (ПД) ограниченной части

населения, обусловленных радиоактивными отходами АЭС, мЗв (мбэр) |118|

Радиоактивные отходы

Доля ПД

по НРБ

76/87, %

Группа критических органов

Радиоактивные отходы

Доля ПД

по НРБ

76/87, %

Il III

Газоаэрозольные выбросы

Жидкие сбросы на отдель-

ные виды водопользова-

ния *

0,2 (20)

0,05 (5)

0,6 (60)

0,15 (15)

1,2 (120)

0,3 (30)

Всего 5

0,25 (25) 0,75 (75) 1,5 (150)

* Под водопользованием понимается рыболовство, рыборазведение, орошение и пи-

тьеное водоснабжение.

Выделение 5%-ной дозовой квоты на радиоактивные отходы АЭС

обосновываются:

признанием беспороговой зависимости доза — эффект и в связи с этим

принципа, согласно которому доза излучения должна быть снижена настолько,

насколько это разумно с учетом экономических и социальных факторов;

фактическими дозами на окружающее население от эксплуатируемых

АЭС, которые значительно ниже приведенных в табл. 8.1;

178

необходимостью учета перспективных планов интенсивного развития

энергетики в густонаселенных районах страны;

наличием других источников загрязнения биосферы радиоактивными

веществами.

Приведенные в табл. 8.1 пределы доз сравнимы или даже меньше доз

естественного радиационного фона, и, следовательно, их очень трудно

измерить. Поэтому вводят производные характеристики: допустимые выбросы

(или допустимые сбросы), которые сравнительно легко контролировать.

Регламентация радиоактивных отходов на АЭС основывается на двух

основных принципах: 1) непревышение установленных в табл. 8.1 пределов

дозы, при этом дозы рассчитываются с учетом всех путей воздействия;

2) сохранение фактических уровней выбросов и сбросов, достигнутых в резуль-

тате длительной эксплуатации, при условии, что они не противоречат первому

требованию, т. е. не приводят к превышению установленного предела доз.

На практике используется тот принцип, который обеспечивает более

высокий уровень радиационной безопасности и чистоты окружающей среды.

Допустимые выбросы АЭС устанавливаются в зависимости от номинальной

мощности АЭС N. Если N<6 ГВт (эл.), то используется допустимый

нормализованный выброс (ДНВ). Если N>6 ГВт (эл.), то устанавливается

предельно допустимый выброс (ПДВ), табл. 8.2 и 8.3.

Таблица 8.2. Допустимые нормализованные выбросы (ДНВ) и предельно

допустимые выбросы (ПДВ) радионуклидов суточного контроля |118]

ДНВ

ГВт (эл.)] ПДВ [N>6 ГВт (эл.)]

Нуклид

ГВт (эл.)]

Нуклид

Бк/ [сут • ГВт (эл.) ]

Ки/[сут-ГВт (эл.)] Бк/(сут

•

АЭС) Ки/(сут

•

АЭС)

ИРГ

1,85+13 500

1,11

+ 14 3000

131

3,70 + 8 0,01

2,22 + 9 0,06

ДЖН

5.55 + 8

0,015 3,33 + 9 0,09

Примечания: 1. ИРГ

—

инертные радиоактивные газы; ДЖН — долгоживущие

нуклиды, экспонированные на фильтре в течение суток и измеренные через сутки.

2. Допускается 5-кратное превышение выброса радионуклидов суточного или месяч-

ного контроля при условии, что за один квартал и за один год соответственно не

будет превзойден предел выброса.

Таблица 8.3. Допустимые нормализованные выбросы (ДНВ) и предельно допустимые

выбросы (ПДВ) радионуклидов месячного контроля |118|

ДНВ [JV^ 6 ГВт (эл.)]

ПДВ [JV>6 ГВт (эл.)]

Нуклид

ГВт (эл.)]

Нуклид

Бк/[мес ГВт (эл.)] чКи/

[мес •

ГВт (эл.) ] Бк/

[мес

• АЭС ]

мКи/[мес-АЭС]

5,55 + 7 1,5

3.33 + 8

5,55 +

15 3,33 + 9 90

137

5,55 + 8 15 3,33 + 9 90

Co 5,55 + 8

3,33 + 9

Mn 5,55 + 8

3,33

+ 9 90

Cr 5,55 + 8

15 3,33 + 9 90

Первый принцип нормирования выбросов непревышение установленного

предела дозы для населения — реализуется путем использования приведенных

в гл. 3 —5 формул, позволяющих рассчитывать уровень облучения при данном

выбросе или решать обратную задачу.

179

Применение второго принципа нормирования непревышение технически

достигнутого уровня выбросов -осуществляется на основе их статистической

обработки. Так, для смеси ИРГ получен [23] логарифмически нормальный

закон распределения выбросов в форме

Gx = CoP", (8.4)

где Q

— среднегеометрическое значение теоретического логарифмически нор-

мального распределения выбросов, Бк(Ки)/[ГВт(эл.) год];

— стандартное

геометрическое отклонение для данного распределения (оба параметра посто-

янны для данного типа реакторов); Q

— искомый параметр -в данном случае

ДНВ

;

— нормально распределенная случайная переменная, которая в свою

очередь зависит от выбора Q

W=(Ine

-Ine

)ZP- (8.5)

Так, при нормальной работе третьего и четвертого блоков Нововоронеж-

ской АЭС в 1978 -1979 гг. оказалось, что Q

= 2690 Ки/[ГВт(эл.)

•

год], р = 2,067.

Если задать условие, чтобы число случаев превышения уровня Q

не

превосходило 0,5% в год, что соответствует п = 2,58, то из формулы (8.4)

получим технически достигнутый нормализованный выброс

= AHB

= ISOOO КИ/[ГВт(эл.) год] = 50 Ки/[ГВт(эл.) сут].

8.3. Примеры расчета доз по прямым путям

воздействия

К прямым путям воздействия относятся: внешнее фотонное и Р-излучение

от радиоактивного облака и загрязненной почвы, внутреннее облучение от

вдыхания или заглатывания радионуклидов. Рассмотрим простейшие примеры.

Пример 1. Рассчитать эквивалентную дозу на все тело от внешнего

фотонного излучения облака ИРГ, если среднесуточный выброс (?=1,11 10

Бк

(3000 Ки). Начальные условия и результаты расчетов приведены в табл. 8.4--8.7.

Таблица 8.4. Исходные условия

Параметр

Населенные пункты

Параметр

А Б

Расстояние х, км

3,5

Высота трубы A

, м

150

Эффективная высота трубы А, м

164

Вытянутость розы ветров т]

2,0

0,72

Фактор разбавления G, с/м

7,8Т0~

2,1 10

Коэффициент экранирования зданиями

0,6

К j

Скорость ветра и, м/с

Таблица 8.5. Повторяемость категорий погоды

Категория

А В С D

E F

Повторяемость W

9,4 4 3,0 -2 0,176

0,587 0,152

0,054

180