Носовский А.В. Вопросы дозиметрии и радиационная безопасность на атомных электрических станциях

Подождите немного. Документ загружается.

и смешиваются со связующими, образуя твердый продукт с низкой вымываемостью из

него радиоактивных веществ.

Обезвоживание концентратов жидких радиоактивных отходов осуществляется двумя

способами: механическим (для пульп) и термическим (для кубовых остатков).

Механический путь более выгоден, так как требует значительно меньше энергетических

затрат, однако для гомогенных систем он неприемлем. Механическое обезвоживание

обычно осуществляют центрифугированием или фильтрованием на вакуумных или напорных

намывных фильтрах, а также отжатием воды вальцами. Содержание воды в конечном продукте

при этом составляет 40 — 80% и зависит как от способа обезвоживания, так и от свойств

пульпы. Обезвоженная пульпа, как правило, нетекуча. Поэтому транспортирование и

дозирование ее на смешение со связующим обычно осуществляется шнеком.

Термическое обезвоживание обеспечивается методами сушки. Применительно к

обезвреживанию радиоактивных продуктов методы сушки целесообразно подразделить на

две группы, отличающиеся подводом тепла к высушиваемому продукту, который

осуществляется либо непосредственным контактом теплоносителя с продуктом, либо

контактом через теплопередающую поверхность. Большее распространение при

обезвоживании концентратов ЖРО среднего и низкого уровня активности получили методы

второй группы.

Отверждение концентратов отходов осуществляется путем включения их в связующие,

которые можно разделить на три основные группы: термопластичные (битум и др.);

неорганические (цемент, гипс и др.); термореактивные (смолы полиэфирные,

карбамидные и др.).

В связующие первой группы концентраты отходов включают при повышенной

(180—230

C), а второй и третьей групп — при комнатной температуре. Поэтому, в конечном

продукте, получаемом с использованием связующих первой группы, воды практически не

остается (влажность менее 5 % по массе) вне зависимости от исходной влажности концентрата,

а в случае включения в связующие второй и третьей групп, остается практически вся вода,

которая поступила вместе с концентратами на смешение.

Связующее, предназначенное для включения концентратов отходов, должно

соответствовать следующим требованиям: низкая вымываемость; хорошая совместимость с

составляющими концентрата отходов; прочность; биостойкость; простая технология процесса

отверждения. Кроме этого, связующее должно быть сравнительно мало дефицитным,

удобным для транспортирования.

Термопластичные связующие. Характерное и наиболее распространенное термопластичное

связующее — битум, который является продуктом перегонки нефти или каменного угля

(пек). Битум получил широкое распространение как связующее в практике отверждения

отходов благодаря своей термопластичности, позволяющей при нагревании успешно

включать в него концентраты с получением гомогенного продукта, и гидростойкости,

обеспечивающей надежную гидроизоляцию включенных компонентов. Отмечается также

меньшая чувствительность битума к составу отверждаемого продукта (лучшая

совместимость), чем у связующих, включение отходов в которые возможно при комнатной

температуре. Битумирование — экономически наиболее выгодная технология отверждения.

Соотношение стоимости битумирования, цементирования и включения в полиэфирную смолу

равно примерно 1:5:9.

Неорганические связующие. Включение вцемент — один из основных методов

отверждения

как гомогенных (кубовые остатки), так и гетерогенных (пульпы) отходов. Причина широкого

распространения цементирования — негорючесть и отсутствие пластичности у отвержденного

продукта, а также простота осуществления процесса смешения концетрата отходов с цементом.

Однако, наряду с этим, цементирование имеет ряд существенных недостатков: сравнительно

невысокая степень включения отверждаемых компонентов в цемент, что приводит к

увеличению объема отвержденных продуктов, поступающих на хранение; значительная

вымываемость из цемента включенных в него компонентов; наличие большого количества

воды в отвержденном продукте.

Термореактивные смолы как связующие отличаются простотой осуществления

процесса отверждения и некоторыми положительными свойствами отвержденного

продукта — стойкостью квоздействию механических, термических и радиационных

нагрузок.

Водостойкость отвержденных продуктов достаточно высока и соответствует уровню

вымываемости из битумных блоков.

Отвержденные радиоактивные отходы захораниваются в специальных хранилищах.

Устройство таких хранилищ, аналогично хранилищам твердых радиоактивных отходов.

Твердые радиоактивные отходы

Твердые отходы относятся к категории радиоактивных, если они удовлетворяют одному

из следующих критериев:

первый критерий: мощность дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от их поверхности

превышает 1 мкЗв/ч (100 мкР/ч);

второй критерий: удельная активность для бета-излучателей превышает 7,4· 10

Бк/кг, а

для альфа-излучателей превышает 7,4· 10

Бк/кг;

третий критерий: фиксированное поверхностное загрязнение превышает для бета

излучателей 500 частиц/см

· мин, а для альфа излучателей — 5 частиц/см

· мин.

В зависимости от количества содержащейся в отходах радиоактивности они разделяются

на классификационные группы. В разных странах классификации твердых радиоактивных

отходов несколько отличаются. Обычно выделяются три группы отходов: низкоактивные

(это в основном загрязненная радионуклидами ветошь, спецодежда и некоторые СИЗ),

среднеактивные (фильтровальные материалы вентиляционных систем очистки, некоторое

оборудование, инструменты), высокоактивные (оборудование активной зоны). В отдельную

категорию обычно выделяется отработанное ядерное топливо.

Это деление определяет требования, которые следует предъявлять к методам переработки,

транспортирования и захоронения радиоактивных отходов различной категории, исходя из

возможного радиационного воздействия на человека и объекты окружающей среды. Так,

низкоактивные отходы представляют опасность только при попадании внутрь организма.

Поэтому их достаточно локализовать таким образом, чтобы радионуклиды, содержащиеся в

этих отходах, не могли попасть внутрь организма в результате миграции по биологическим

цепочкам. Среднеактивные отходы представляют опасность как источник не только

внутреннего, но и внешнего облучения, а следовательно, при их переработке и захоронении

необходимо предусматривать соответствующие защитные барьеры для ослабления потоков

излучения (в основном фотонного) до регламентированных уровней. Отходы третьей

категории из-за крайне высокой удельной активности, а следовательно, и большого

энерговыделения, требуют дополнительного создания систем охлаждения емкостей, в которых

они содержатся.

Твердые радиоактивные отходы при неправильном обращении могут послужить причиной

переоблучения людей и загрязнения окружающей среды. Поэтому на АЭС организуется их

строгий учет и специальное обращение. Все TPAO собираются, сортируются, при

необходимости подвергаются специальной обработке, с целью уменьшения их объемов, и

захораниваются в специальных хранилищах. Обычно, проектируемые на АЭС хранилища

твердых РАО представляют собой бетонные емкости, гидроизолированные от проникновения

подземных вод и дождя, расположенные непосредственно на промышленной площадке

станции. Кроме того, здания хранилищ оборудуются системами разгрузки транспортных

контейнеров для перевозки высокоактивных РАО, а также системами специальной

вентиляции

и противопожарными системами. По периметру таких хранилищ устраиваются специальные

наблюдательные скважины, пробуренные на первый водоносный слой (грунтовые воды).

Эти скважины используются для контроля возможного выхода радиоактивных веществ в

окружающую среду.

Концентрирование твердых отходов. Для концентрирования твердых радиоактивных

отходов нашли применение два метода: компактирование и сжигание.

Компактирование заключается в прессовании под давлением. В этом процессе объем

уменьшается в 3 — 7 раз для обычных видов радиоактивных отходов. Простейшей емкостью

компактора является стальная бочка, используемая для транспортирования отходов. При

компактировании прямо в транспортном контейнере устраняется один этап при

обработке

отходов и, тем самым, уменьшаются дозовые нагрузки на персонал. Установки по

компактированию работают с гидравлическим приводом, который требует около одной

минуты на цикл, и позволяет достигать усилия 10 — 55 тонн.

В другой разновидности компактора — суперкомпакторе — применяется пресс,

развивающий усилие 1500 тонн. В суперкомпакторе происходит прессование контейнеров, в

которых производилось предварительное компактирование.

После сжатия, сплющенные бочки укладываются в упаковочный контейнер для перевозки

на предприятие по захоронению. С помощью компьютера учитывается индивидуальный вес

каждой спрессованной бочки и производится их сортировка для максимального

использования объема контейнера.

Проблемы радиационной защиты при компактировании возникают в связи с аэрозольной

активностью, которая сопутствует прессованию отходов. Компакторы, таким образом,

должны снабжаться вентиляцией с фильтром для устранения образующихся аэрозольных

частиц. К тому же необходимо уделять внимание возрастающему уровню внешнего излучения,

связанному с компактированными отходами, особенно при суперкомпактировании.

Сжигание является вторым методом, используемым для концентрирования твердых

отходов. Применение этого метода обычно дает большее уменьшение объема, чем простое

компактирование — в 10 — 15 раз. Но при этом процессе происходит выделение

большого

количества радиоактивных газов и аэрозолей, в дополнение к остающемуся твердому

пеплу. При сжигании, таким образом, необходима газоаэрозольная очистка газов. Оставшуюся

радиоактивную золу цементируют или битумируют в блоки.

Устройство хранилищ твердых РАО непосредственно на площадке АЭС, с точки зрения

охраны окружающей среды, считается промежуточным. Окончательное захоронение

предлагается в глубокие геологические формации в специально устроенных подземных

помещениях, где может быть гарантирована сохранность упаковок РАО на сотни и тысячи лет.

На сегодняшний день для обезвреживания РАО применяется метод выдержки их в

условиях изоляции до полного распада радионуклидов. Долговременное хранение и

захоронение радиоактивных отходов разрешается только в специально предназначенных для

этого хранилищах радиоактивных отходов.

Количество радионуклидов, подлежащих долговременному хранению или захоронению,

регламентируются нормами, правилами и стандартами по ядерной и радиационной

безопасности.

Захоронение короткоживущих, низко- и среднеактивных РАО в твердом состоянии

может осуществляться в приповерхностных и подземных хранилищах.

Короткоживущие высокоактивные отходы должны помещаться во временные хранилища

с эффективным отводом тепла и биологической защитой. По мере превращения их (вследствие

радиоактивного распада) в средне- и низкоактивные РАО они должны захораниваться в

приповерхностные и подземные хранилища.

Долгоживущие РАО подлежат захоронению только в твердом состоянии, в стабильных

геологических формациях с обязательным переводом их во взрыво-, пожаро-, ядерно-

безопасную форму, которая гарантирует локализацию отходов в пределах горного

отвода недр.

В настоящее время на Украине еще не создана система захоронения РАО, гарантирующая

безопасность локализации РАО на длительные периоды времени.

На современном уровне в основу любой системы обращения с РАО закладывается

комплексный подход к их кондиционированию, а также принцип мультибарьерной

зашиты

биосферы от вредных влияний отходов.

В соответствии с Государственной программой Украины по обращению с РАО, на период

до 2005 года система обращения с РАО АЭС должна состоять го:

• центрального предприятия АЭС по переработке и временного хранения РАО (ЦППРО);

• сети предприятий по сбору и предварительного кондиционирования РАО;

• унифицированного транспортно-контейнерного комплекса;

• учета, оперативной связи и радиационного контроля.

Базовым элементом системы обращения с РАО является ЦППРО, где используются

наиболее сложные технологии переработки РАО. На АЭС используются простые технологии

подготовки РАО к транспортированию: сортировка и компактирование TPO, переработка

ЖРО на установках глубокого выпаривания до получения солевого плава.

Технологическая оснащенность ЦППРО должна обеспечивать требования обращения с

РАО, которые возникают не только в процессе работы, но и во время вывода АЭС из

эксплуатации.

Особое значение имеет проблема обращения с РАО, образованных вследствие

Чернобыльской аварии в 1986 году. Объектами образования и сосредоточения РАО в зоне

отчуждения являются:

• объект "Укрытие";

• Чернобыльская АЭС;

• пункты временной локализации РАО (ПВЛРО);

• специально оснащенные пункты захоронения РАО;

• пункты спецобработки транспортных средств;

• производства, связанные с дезактивацией оборудования, материалов и т.п.

Специфика отходов в зоне отчуждения обусловлена большим количеством и

разнообразием отходов, их составом, активностью (все категории РАО) и наличием альфа-

излучателей.

Стратегия обращения с РАО зоны отчуждения заключается в следующем:

• извлечение BAO из объекта "Укрытие" и ПВЛРО путем разделения их на ядерно-опасные

и ядерно-безопасные;

• обеспечение контролируемого хранения контейнеров с высокоактивными отходами в

хранилищах поверхностного типа, оснащенных системами перегрузки, Контроля безопасности;

•временное хранение отработанного ядерного топлива ЧАЭС в хранилищах отработанного

ядерного топлива ХОЯТ-1 и ХОЯТ-2, строительство которого предусматривается

Программой работ по снятию с эксплуатации ЧАЭС;

• создание производственного комплекса для сбора, сортировки, переработки и

захоронения низкоактивных и среднеактивных РАО зоны отчуждения;

• схема обращения с РАО зоны отчуждения должна основываться на решениях, ведущих

к минимизации вредного влияния объектов с РАО на окружающую среду, с приведением их

в будущем в экологически безопасное состояние.

ОТРАБОТАННОЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО

Особым видом высокоактивных твердых радиоактивных отходов считается отработанное

ядерное топливо. Дело в том, что отработанное топливо АЭС содержит очень большое

количество радиоактивных веществ, которые, даже после извлечения из активной зоны

реактора, продолжают распадаться с выделением значительных количеств тепла. Кроме этого,

период полураспада некоторых продуктов деления, таких, как изотопы плутония, америция

и др. составляют сотни и тысячи лет. Поэтому обращение с такими отходами требует

соблюдения специальных мер предосторожности. Вопрос окончательного захоронения таких

видов отходов до настоящего времени однозначно не решен. Наиболее общепринятой

считается схема, предусматривающая выдержку отработавших TBC в специальных

хранилищах (ХОЯТ) на площадке АЭС. Затем переработка на специальных радиохимических

заводах, с целью извлечения полезных элементов (например, таких как

239

Pu, могущих

служить

топливом для реакторов АЭС). И, наконец, окончательное захоронение в специальных шахтах,

устроенных в глубоких геологических формациях.

Промежуточное (временное) хранение отработанного ядерного топлива может быть

предусмотрено в хранилищах двух типов. Так называемые "мокрые" ХОЯТ предусматривают

хранение TBC в охлаждаемых водой бассейнах. А хранилища "сухого" типа охлаждаются

воздухом. Например, ХОЯТ на Чернобыльской АЭС состоит из 5-и бассейнов выдержки:

4 рабочих и 1 резервного. Хранение отработанных кассет предусмотрено поштучно в

специальных трубчатых пеналах, залитых водой, с расстановкой пеналов в бассейне с шагом

230 χ ПО мм. Транспортировка отработанных TBC в ХОЯТ из главных корпусов (блоков)

производится по железной дороге промплощадки в специальном вагоне-контейнере. Загрузка

в контейнер и выгрузка отработанных TBC осуществляется без снятия его с вагона, для чего

контейнер поворачивается на 90 градусов в продольной плоскости. Чехол с TBC из вагона-

контейнера отправляется на узел перегрузки, откуда TBC перемещаются в бассейн выдержки

ХОЯТ. Проектом ХОЯТ также предусматриваются оборотные системы охлаждения бассейнов

и очистки. На Запорожской АЭС строится так называемое "сухое" хранилище, которое не

требует громоздкой системы водяного охлаждения.

Хранилищ окончательного захоронения отработанного ядерного топлива в Украине пока

нет. Не существует таких хранилищ и во многих странах. Прототип подземного хранилища

построен в Швеции. Ведутся работы по созданию таких хранилищ в Германии. В 1982 Конгресс

США определил национальную стратегию решения задачи окончательного захоронения

ядерных отходов. Был принят федеральный закон, названный: "Политика обращения с

ядерными отходами". Стратегия обращения с ядерными отходами, подготовленная

Министерством Энергетики США, основана на том, что подземное захоронение таких отходов

большинством ученых, и в том числе Национальной Академией наук США, признано

наилучшим. В настоящее время ведется строительство подземного хранилища для

отработанного топлива АЭС в штате Невада на участке Yucca Mountain.

В 1995 году в Украине после длительного обсуждения был принят Закон об обращении с

радиоактивными отходами, в котором принят принцип использования глубоких геологических

формаций для окончательного захоронения высокорадиоактивных отходов.

МИГРАЦИЯ РАДИОНУКЛИДОВ ВО ВНЕШНЕЙ СРЕДЕ.

НОРМИРОВАНИЕ РАДИОАКТИВНОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ ВНЕШНЕЙ СРЕДЫ.

Распространение радиоактивного загрязнения среды, то есть передача его между

различными компонентами окружающей среды (в атмосфере, воде, почве), обусловлено

разными процессами: химическими, массопередачей, внешними движущими силами, переносом

внутри той или иной среды за счет конвекции или диффузии, биологическим обменом. Схема

миграции радионуклидов от выбросов и сбросов АЭС представлена на рисунке 11.4.

Рис. 11.4. Схема миграции радионуклидов от выбросов и сбросов АЭС.

Интересно рассмотреть поведение некоторых радионуклидов, наиболее характерных для

различных типов выбросов АЭС:

криптон-85 почти полностью удерживается в атмосфере и в основном воздействует

внешним облучением; облучение за счет ингаляции носит вторичный характер;

ксенон-133 по своему поведению аналогичен криптону, однако, малый объем выброса и

короткий период полураспада снижает его влияние;

углерод-14 в реакторах кипящего типа выбрасывается в основном в виде двуокиси

углерода, в то время как в водо-водяных реакторах под давлением соотношение углерода-

14, связанного в диоксиде и оксиде и в гидрокарбонате (в газообразных выбросах), может

существенно изменяться. Основные процессы обмена углеродом между атмосферой и

биосферой — через фотосинтез, а между атмосферой и водной поверхностью — через слой

смешения в незначительной степени происходит седиментация в водной среде, а также

преобразование в карбонатные формы, поэтому основное воздействие осуществляется через

пищевые продукты (доля воздействия за счет ингаляции — 1 %);

тритий в основном выбрасывается в виде газа, который в пределах двух суток за счет

окисления превращается в тяжелую воду; пары тяжелой воды участвуют в глобальном

гидрологическом цикле, воздействуя за счет ингаляции, через кожу, а также за счет приема с

водой и пищей. Тритиевый газ воздействует за счет ингаляции, причем 1,6% поступившего

при ингаляции трития переходит в кровь, а менее 0,04% — в тяжелую воду;

йод-131 переносится на большие расстояния в атмосферев виде пара или микрочастиц и

мигрирует по цепочке воздух—трава—корова (овца, коза) — молоко—человек, поступает

в организм также за счет ингаляции и, кроме того, необходимо учитывать и его воздействие

от внешнего облучения;

йод-129, в зависимости от химической формы, может присутствовать в атмосфере в

неодинаковых количествах. Различные его формы по разному подвергаются мокрому

осаждению на поверхности суши и воды, испаряются с водной поверхности и участвуют в

фотохимических процессах. При осаждении йода-129 наиболее важный путь к человеку —

сохранение в листве с последующим переходом в почву и растительную пищу;

Стронций-89, стронций-90, цезий-134, цезий-137 и барий-140 обычно выбрасываются в

виде аэрозолей и воздействуют через пищевые цепочки, ингаляцию и внешнее облучение; в

их миграции гравитационное осаждение не играет особой роли, а основные процессы перехода

из атмосферы в почву и воду — сухое осаждение и вымывание осадками.

С целью ограничения воздействия АЭС на окружающую среду, для каждой АЭС

регламентируются предельно допустимые выбросы (ПДВ) и сбросы (ПДС).

Предельно допустимые выбросы устанавливаются для АЭС индивидуально и

рассчитываются с учетом размера санитарно-защитной зоны, высоты вентиляционной трубы,

в зависимости от усредненных метеорологических условий в районе расположения АЭС.

Расчет ПДВ ведется с учетом условий не превышения эффективной эквивалентной

дозы облучения населения от техногенных источников и дозовой квоты, обусловленной

радиоактивными отходами от АЭС. Нормами радиационной безопасности Украины

(НРБУ-97) эта дозовая квота установлена в размере 8 % от Предела Дозы для населения.

Таблица 11.6

Квоты годового предела эффективной, эквивалентной дозы ПД, мЗв, для

критических групп населения от АЭС

Источник

облучения

Квота предела дозы за

счет всех путей

формирования дозы

от выбросов

Сбросы: квота ПД

за счет критичного вида

водопользования

Суммарная квота предела

дозы (ПД) для

отдельного производства

мкЗв

АЭС, АТЭЦ, ACT

4 40 1 10 8 80

С течением времени в районе размещения АЭС на почве могут накапливаться выпавшие

из атмосферы долгоживущие радионуклиды. Они включаются в экологический цикл,

участвуют в пищевых и биологических цепочках; при этом они создают постепенно воз-

растающее поле внешнего ионизирующего излучения. Приведенные в табл. 11,6 пределы доз

соответствуют дозам при достижении равновесного состояния радиоактивности в

окружающей среде.

Дозовые пределы, установленные нормативами, составляют приблизительно 1 /4 дозовых

нагрузок на все тело человека за счет естественного ионизирующего излучения. Установление

столь малых пределов дозы от радиоактивных отходов АЭС мотивируется рядом соображений.

Во-первых, это отвечает основному принципу радиационной безопасности о поддержании

дозы на таком низком уровне, какой только можно достичь с учетом экономических и социальных

соображений. При этом уменьшается не только индивидуальная, но и популяционная доза,

а следовательно, и общественный риск использования атомной энергии. Во-вторых,

фактические дозы, обусловленные радиоактивными отходами отечественных и зарубежных

АЭС, значительно ниже уровней, приведенных в табл.11.6. В-третьих, необходимо принимать

во внимание растущий масштаб развития атомной энергетики, размещение АЭС в

густонаселенных районах страны, развитие всего ЯТЦ и широкое применение других

источников ионизирующего излучения во всех сферах человеческой деятельности.

В-четвертых, необходимо предусмотреть резерв для возможного увеличения дозовой

нагрузки от случайных (вероятностных) кратковременных выбросов при аварийных

ситуациях.

Установленные пределы доз являются основными характеристиками, которые, однако,

ввиду их малости практически невозможно контролировать в повседневной работе. Поэтому,

наряду с основными, вводят производные характеристики — предельно допустимые

выбросы

(ПДВ) и предельно допустимые сбросы (ПДС), для контроля которых существуют совре-

менные методы и приборы. Предельно допустимые выбросы рассчитывают теоретически, из

условия, чтобы радаоактивные выбросы не приводили к превышению установленного

предела

доз в период достигнутого равновесного состояния. Рассчитанные таким образом величины

выбрасываемой активности, при которой пределы дозовых нагрузок на население не

превышаются, весьма велики. Фактические выбросы всех АЭС много ниже. Для удобства

организации контроля установлены так называемые формализованные допустимые выбросы

(ДВ), которые приведены к установленной электрической мощности атомной электростанции.

При установлении этих нормативов исходили из следующих основных требований:

• чтобы при наиболее неблагоприятных условиях они не приводили к превышению

пределов доз, приведенных в табл. 11.6;

• чтобы они были сравнимы с уже достигнутыми уровнями выбросов действующих АЭС.

В зависимости от частоты контроля выбросов установлены среднесуточный и

среднемесячный допустимый выбросы. Пример рассчитанных выбросов для Чернобыльской

АЭС приведен в таблице 11.7.

Кроме допустимых выбросов для практических целей рекомендовано введение

контрольных допустимых выбросов КДВ (для ИРГ и изотопов йода на сутки, для других

радионуклидов — на месяц) и контрольных допустимых сбросов КДС радиоактивных

веществ.

КДВ и КДС должны быть не более 0,7 ПДВ и ДС соответственно. Эти контрольные допустимые

выбросы определяются на основании фактически достигнутых уровней выбросов и сбросов,

(статистический анализ фактических газообразных выбросов) и служат для принятия

оперативных решений, с тем чтобы ни при каких условиях не допустить превышения

установленных основных нормативов.

Величины допустимых сбросов радиоактивных веществ со сточными водами также

определяются по специальным методикам, исходя из вышеизложенных основополагающих

принципов (не превышение установленных дозовых квот), а также не нарушения природных

процессов естественной самоочистки водоема.

Таблица 11.7

Предельно допустимые и контрольные уровни выбросов, рассчитанные для

Чернобыльской АЭС.

Фактические

уровни

выбросов

Предельно допустимые нормативы выбросов,

определенные расчетным методом

Источники

выбросов

Нуклид

Макс, значения

факт.выбросов

р/а веществ

за 1989-91гг,

Ки/год

Рассчитанные

значения

ПДВ, Ки/год

Допустимый

выброс (ДВ),

Ки/год

КДВ суточного

контроля,

Ки/сут

КДВ месячн.

контроля,

мКи/сут

ИРГ

1,1·10

8,3· 10

3,3·10

900 —

131

I 0,36

1,1 0,003 —

ДЖН

1,04

3,1 0,008 —

0,0023 0,17

0,0069 —

0,58

0,0078 0,57

0,023 —

2,0

137

0,68

2,0 —

170

0,064

4,7

0,19 —

0,24

0,73 —

Первая

очередь

(бл.1,2):

ВТ-1,ХЖО,

XTO, 20

мал. труб.

Блок №3:

ВТ-2, ХОЯТ

0,038

2,8

0,11 —

9,2

Для Чернобыльской АЭС предельно допустимые уровни рассчитывались с учетом наличия

послеаварийной Зоны отчуждения.

ЕЕРАДИОАКТИВНЫЕ ФАКТОРЫ НЕБЛАГОПРИЯТНОГО ВЛИЯНИЯ АЭС

НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ

Атомная электростанция является источником поступления во внешнюю среду не только

радиоактивных веществ, а также теплового загрязнения окружающей среды и источником

электромагнитного излучения. Кроме того, для обеспечения жизнедеятельности АЭС в

предпусковой период, а также при плановых остановах ядерных энергоблоков станции на

ремонт, в составе атомной электростанции обычно предусматривается небольшая отопительная

котельная. Такая котельная также является источником загрязнения окружающей среды

вредными химическими веществами.

Источником поступления вредных химических веществ (BXB) в окружающую среду

также иногда могут являться химические цеха, применяющие для обеспечения водно-

химического режима контура охлаждения реактора некоторые химические реагенты, например