Атомные станции малой мощности для отдаленных районов страны: проблемы безопасности

Авторы:

Николай Мельников
Академик РАН, доктор технических наук, профессор, директор Горного института КНЦ РАН

Павел Амосов
Кандидат технических наук, доцент, старший научный сотрудник Горного института КНЦ РАН

Сергей Климин
Ведущий инженер Горного института КНЦ РАН

Наталья Новожилова
Младший научный сотрудник Горного института КНЦ РАН

---

Аннотация

В статье представлены результаты исследований по проблеме потенциального радиационного воздействия на население и окружающую среду при эксплуатации атомной станции малой мощности с реакторной установкой КЛТ-40С. Оценки последствий атмосферного поступления радиоактивности выполнены для режима нормальной эксплуатации и условий запроектной аварии на реальных метеорологических данных региона месторождения Песчаное. Показано, что при принятых значениях параметров модели обеспечивается гарантированное не превышение допустимой дозы для населения. Высота вентиляционной трубы может быть существенно снижена (до 20 м).

---

Важной проблемой использования атомной энергии является обеспечение безопасности эксплуатации объектов и оценка потенциального воздействия на население и окружающую среду. Разработкой концепции и обоснованием научных и инженерных основ проектирования и строительства заглубленных и подземных атомных станций малой мощности (АСММ) модульного типа в настоящее время заняты специалисты Горного института КНЦ РАН.

Целью изысканий является поиск решений для энергоснабжения горнопромышленных предприятий и населенных пунктов в труднодоступных регионах России. Результаты исследований теплового влияния подземной АСММ на многолетнемерзлые породы представлены уже увидели свет [3]. Очередь за оценкой радиационного воздействия станций на окружающую среду при режиме нормальной эксплуатации и запроектной аварии РУ КЛТ-40С.

Среди предполагаемых к освоению месторождений полезных ископаемых в удаленных северо-восточных регионах страны, требующих для своего развития дополнительных энергетических мощностей в диапазоне 10–40 МВт (эл.), находится полиметаллическое месторождение Песчаное Чукотского АО [1]. На рис. 1 представлен район этого месторождения (выделено окружностью) [2].

Одним из вариантов энергетического обеспечения этого месторождения может быть сооружение атомной станции малой мощности (АСММ) с наиболее проработанной на сегодняшний день реакторной установкой (РУ) КЛТ-40С [1, 3].

Режим нормальной эксплуатации

Радиационная безопасность РУ считается достаточной, если соблюдаются требования НРБ-99/2009 [4], ОСПОРБ-99/2010 [5] и СП АС-03 [6]. По отношению к окружающей среде основной критерий радиационной безопасности сводится к предельно-допустимым нормам выбросов в вентиляционный центр и сбросов на очистные сооружения. Для рассматриваемой нами установки КЛТ-40С, по утверждению авторов работы [7], поступление в окружающую среду жидких отходов исключено. Поэтому загрязнение будет происходить только за счет вентиляционных газообразных выбросов.

Методика оценки радиационного воздействия основывается на методических указаниях [8, 9], а также примере оценки подобного воздействия, описанного в отчетном материале [10].

Для оценки радиационного воздействия необходимо знание среднегодовой приземной концентрации (объемной активности) и годовые выпадения радионуклидов на поверхности земли. Согласно методическим указаниям [9], среднегодовая приземная концентрация CrV,n (Бк/м3) выбрасываемого радионуклида r на расстоянии x от точечного источника выброса в направлении n-го румба, при отсутствии в выбросах его предшественников по радиоактивной цепочке распада, рассчитывается по формуле

а выпадения на поверхность земли CrS,n(x) (Бк/м2) рассчитывается по формуле

где Qr – среднегодовая мощность непрерывного выброса радионуклида Qry(Бк/с), которая рассчитывается из его годового выброса r (Бк/год) по формуле

(в знаменателе записан коэффициент приведения размерности (число секунд в году)). Поскольку точные данные о величине радиоактивных выбросов при нормальной эксплуатации рассматриваемой установки КЛТ-40С отсутствуют, в «запас» оценки были приняты значения годовых допустимых выбросов в атмосферу на АС с ВВЭР (см. табл. 1);

Grn(x)– значение среднегодового метеорологического фактора разбавления примеси в приземном слое атмосферы для r-го радионуклида на расстоянии x в направлении n-го румба (с/м3);

Vrg– скорость сухого осаждения радионуклида на поверхность земли (м/с);

Λr– постоянная вымывания примеси из атмосферы за счет осадков (с-1);

Grn(x)– интеграл по вертикальной координате от среднегодового фактора разбавления (с/м2).

Таким образом, главной задачей является определение на основе имеющейся метеорологической информации значений среднегодовых факторов разбавления. В общем случае расчеты фактора разбавления проводятся в рамках Гауссовой модели атмосферной диффузии. Однако в ряде случаев для оценочных консервативных расчетов вполне допустимо проводить расчеты фактора разбавления при выбросах из приподнятых источников (более 30 м) по упрощенной формуле (т.н. «методу огибающей») [9]

где e=2,72 ;

Un – среднегодовая скорость ветра (м/с) на высоте флюгера в направлении румба ;

x – расстояние от источника (м);

Hg – геометрическая высота выброса (высота вентиляционной трубы) (м);

ζn– вытянутость розы ветров в направлении , которая вычисляется по формуле

где N – общее число румбов;

ωn,j,k– повторяемость метеорологических условий, заключающаяся в совместной реализации направления ветра в румбе n при категории устойчивости атмосферы j и градации скорости ветра k в течение года (подробное описание анализа повторяемости метеорологических условий приведено в Приложении 10 в методических указаниях [9]);

J – общее число градаций категорий устойчивости атмосферы;

K – общее число градаций модуля скорости ветра на высоте флюгера.

Другими словами, расчетные значения фактора разбавления по упрощенной методике имеют максимальные оценки, а значит, бóльших значений объемной активности не может быть получено.

Для решения этой задачи, связанной с воздушным переносом радиоактивных загрязнений, необходим соответствующий набор метеорологических данных, привязанных к площадке. В случае отсутствия климатических параметров непосредственно для района строительства объекта следует принимать значения климатических параметров ближайшего к нему пункта, расположенного в местности с аналогичными условиями, но не более чем на 50 км, согласно требованиям СНиП 23-01-99 «Строительная климатология» [11]. Населенный пункт, расположенный в непосредственной близости от месторождения Песчаное, – это п. Весенний (рис. 1). В указанном населенном пункте метеорологическая станция отсутствует. Однако можно использовать необходимые метеорологические данные, фиксируемые метеорологической станцией п. Баимра, которая расположена от п. Весенний на расстоянии 20 км. Архивы метеорологических данных (с 3-х часовым интервалом) имеются на сайте rp5.ru.

На текущей стадии исследований были обработаны метеорологические данные за 2009-2011 годы. Отметим, что нормативные документы требуют при проведении проектных работ усреднения метеорологических данных за период 8–10 лет, но авторы полагают, что для проведения оценочных расчетов, с учетом имеющихся на данный момент неопределенностей по привязке АСММ к местности, достаточно временного интервала в три года.

В таблице-архиве приведено большое количество параметров, которые фиксируются приборами и сотрудниками метеорологической станции. Для последующих расчетов распространения радиоактивных выбросов в атмосфере используются лишь некоторые параметры, в частности:

• дата/местное время (позволяет различать «день» и «ночь» для данной местности по восходу и закату солнца);
• направление ветра (румбы (количеством 16 и штиль)) на высоте 10–12 м над земной поверхностью;
• скорость ветра (метры в секунду) на высоте 10–12 м над земной поверхностью;
• общая облачность;
• прошедшая погода между сроками наблюдения;
• количество выпадших осадков (мм).

Были созданы необходимые табличные формы, содержащие задействованные для расчетов параметры. Например, в табл. 2 по данным погодных архивов представлено среднее количество осадков за период 2009–2011 годов для п. Весенний. Для описания осадков выбраны соответствующие обозначения: M – смешанные осадки; R – дождь; S – снег; N – нет осадков.

При расчете распространения радиоактивных выбросов в атмосфере помимо указанных выше метеорологических данных (скорость и направление ветра, облачность и осадки) необходимо указать класс устойчивости атмосферы. Согласно определению, устойчивость атмосферы – это совокупность климатических факторов, создающих определенные условия рассеивания в атмосфере. Например, в работе [13] рассматривается 6 классов устойчивости атмосферы, обозначаемых буквами А, В, С, D, Е, F (см. табл. 3), которые зависят от времени суток, скорости ветра и градации облачности.

Для программного определения класса устойчивости авторы приняли решение исключить из рассмотрения «сумерки», т.е. рассматривать только «день» и «ночь», а также использовать следующую градацию облачности:

• день (4 интервала): I – 0–25%, II – 25–50%, III – 50–75% и IV – 75–100%;
• ночь (3 интервала): I – 0–30%, II – 30–70% и III – 70–100%.

Отметим, что полученные данные были использованы при исследовании переноса радиоактивных выбросов как в сценарии нормальной эксплуатации, так и запроектной аварии.

После программной обработки погодовóй метеорологической информации были выполнены расчеты фактора разбавления по «методу огибающей». Как уже указывалось ранее, определяющим параметром расчета фактора разбавления является вытянутость розы ветров. Именно этот доминирующий параметр и был подвергнут наиболее тщательной проверке.

На рис. 2, а–г представлены расчетные розы ветров: рис. 2, а – 2009 г., рис. 2, б – 2010 г., рис. 2, в – 2011 г. и рис. 2, г – осредненная за 2009–2011 годы. Сравнить полученные результаты можно лишь с розой ветров для населенного пункта Омолон [14], расположенного от месторождения Песчанка на расстоянии около 50 км. Результаты сравнения свидетельствуют, что имеется достаточно хорошее согласие: четко видна вытянутость розы ветров с северо-запада на юго-восток. Осредненная за 3 года доля штилей составила 26%.

Приведенная на рис. 2, г графическая информация позволяет указать местоположение АСММ по отношению к населенному пункту. Естественно, что следует исключить размещение АСММ по направлению розы ветров. А значит, относительно п. Весенний наиболее благоприятным местом размещения АСММ может служить либо северо-восточное, либо юго-западное направление.

На основании обработанной метеорологической информации в соответствии с формулой (1) был выполнен расчет фактора разбавления по «методу огибающей» для высоты вентиляционной трубы 100 м. Результаты вычислений фактора разбавления для расстояния 5000 м от источника представлены на рис. 3. Естественно, что графическая информация рис. 3 строго отвечает осредненной розе ветров.

Видно, что максимальное значение фактора разбавления находится на уровне 1,2.10-7 (с/м3). Если от уровней активности выброса, представленных в табл. 1, перейти к среднегодовой мощности непрерывного выброса в размерности Бк/с, то становится очевидным, что даже без учета механизмов истощения, получим чрезвычайно низкое значение среднегодовой приземной концентрации. Результаты таких оценок и их сравнение с допустимой среднегодовой объемной активностью для населения приведены в табл. 4.

Прекрасно видно, что прогнозируемые уровни максимальной среднегодовой объемной активности на много порядков ниже нормативных уровней. А значит, есть все основания утверждать, что в условиях нормальной эксплуатации АСММ обеспечена безусловная безопасность окружающей среды.

Аварийный выброс

Оценки протекания аварийных процессов на установке КЛТ-40С, выполненные как ее разработчиками [15], так и авторами работы [7], показали, что при любых запроектных авариях теплоноситель будет локализован и загрязнение окружающей среды будет происходить за счет паровоздушного выброса в атмосферу через вентиляционную трубу.

Для оценки последствий аварии использовались наиболее неблагоприятные метеорологические условия:

• скорость ветра 2 м/с, категория устойчивости атмосферы F;
• высота выброса варьировалась от 20 м до 100 м.

Для рассматриваемого выброса предполагалось, что выброс происходит в одном направлении в течение всего времени истечения радиоактивности.

Распространение радиоактивных выбросов в атмосфере и индивидуальная доза облучения населения рассчитывались в два этапа.

На 1-м этапе, используя в качестве исходных данных параметры выброса при запроектной аварии, обусловленной разрывом трубопровода-коллектора парогенератора по причине не закрытия локализующей арматуры 2-го контура, описанные в работе [7] (табл. 5), и программный код MACCS [16], вычислялись следующие необходимые для дальнейших оценок величины:

временной интеграл концентрации на фиксированном расстоянии от источника выброса (C), Бк∙с/м3;

кратковременный фактор метеорологического разбавления (ℵ), с/м3;

поверхностное загрязнение на фиксированном расстоянии от источника выброса с учетом факторов осаждения и вымывания (Cs), Бк/м2.

На 2-м этапе, используя собственную программу, выполнена оценка среднегодовой эффективной дозы для населения. При этом учитывались следующие пути воздействия [17, 18]:

• внешнее облучение от проходящего радиоактивного облака;
• внешнее облучение от загрязненной радионуклидами поверхности земли в течение первого года после аварии;
• внутреннее облучение от вдыхания радионуклидов в облаке (ингаляция).

В выполненных оценках население не разделялось, как того требуют рекомендации МАГАТЭ, на возрастные группы. Оценки выполнялись для взрослого населения с учетом следующих показателей:

• дозовых факторов конверсии (дозовые коэффициенты) при облучении в результате ингаляции (табл. 5) и годовой объем вдыхаемого воздуха;
• дозовых факторов конверсии внешнего облучения от облака и почвы (табл. 5).

Расчетные формулы, используемые в собственной программе, соответствуют выражениям, представленным в работе [17]. В частности,

1) внешнее облучение от облака вычисляется по формуле

где Q – суммарный выброс радионуклида, Бк;

Rcloud – дозовый коэффициент облучения от полубесконечного облака, Зв∙м2/(Бк∙с) (для радионуклидов с номерами 1–12 в табл. 4.13 заимствован из таблицы 21.3 работы [18]; для радионуклидов с номерами 13–14 в табл. 4.13 вычислен по формуле ,

где E – энергетический выход всех фотонов на распад, МэВ/расп. (заимствован из Справочника [19]));

2) внешнее облучение от загрязненной поверхности земли вычисляется по формуле

где K – поправочный коэффициент на процессы накопления и выведения радионуклида из почвы, с (см. формулу (5.27) работы [17]);

Rsurf– дозовый коэффициент внешнего облучения от загрязненной поверхности земли на высоте 1 м Зв∙м2/(Бк∙с) (заимствован из таблицы 5.10 работы [17]);

3) внутреннее облучение за счет ингаляции вычисляется по формуле

где ka – поправочный коэффициент увеличения дозы при ингаляции с уменьшением возраста человек (заимствован из табл. 2.9 работы [17]);

Va – скорость дыхания для лиц возрастной группы «а», м3/с (заимствован из таблицы 2.8 работы [17]);

Rinh – дозовый коэффициент при ингаляции, Зв/Бк (заимствован из таблицы 2.5 работы [17]).

В расчетах не принимался путь воздействия, связанный с внутренним облучением за счет потребления загрязненных продуктов питания. Предполагается, что в районах потенциального размещения АСММ все продукты питания являются привозными.

Результаты расчетов, выполненные по программе MACCS, приземной концентрации и поверхностного загрязнения земли представлены на рис. 4 и 5 соответственно.

Для временного интеграла концентрации рассмотрим некоторые эффекты высоты выброса на примере радионуклида Kr-88. В частности, для этого радионуклида характерны следующие моменты:

• изменение расстояния, отвечающее максимальному значению приземной концентрации (порядка 8000 м для высоты выброса 100 м и около 3000 м для высоты выброса 20 м);
• максимальное значение временного интеграла концентрации при высоте выброса 20 м отчетливо больше (на уровне 108 Бк.с/м3), чем при высоте выброса 100 м (на уровне 6.107 Бк.с/м3);
• различен характер поведения кривых на малых расстояниях. В частности, при высоте выброса 20 м уже в ближайшей расчетной точке значения временного интеграла концентрации являются значимыми (на уровне 2.107 Бк.с/м3), тогда как при высоте выброса 100 м анализируемый параметр существенно меньше (на уровне 10-8 Бк.с/м3).

Для пространственного распределения поверхностного загрязнения рассмотрим некоторые особенности поведения графиков на примере двух осаждающихся радионуклидов – I-135 и I-134. Первый радионуклид является «лидером», а второй – «аутсайдером» по вкладу изотопов йода в анализируемую величину. Для абсолютно всех, представленных на рис. 5, графических зависимостей характерно монотонное убывание, но с различным углом наклона (минимальном для радионуклида-«лидера» и максимальном для радионуклида-«аутсайдера»).

Максимальное значение поверхностного загрязнения, естественно, прогнозируется в ближайшей расчетной точке. При этом высота выброса достаточно слабо влияет на значение максимального значения (для I-135 – ~ 2200 Бк/м2, для I-134 – ~ 120 Бк/м2).

На рис. 6, а–б представлены результаты оценки пространственного распределения среднегодовой эффективной дозы для населения района при вариации высоты вентиляционной трубы – 100 м и 20 м соответственно. Отдельно рассчитывается каждая траектория облучения и их суммарное воздействие.

Как видно из представленных результатов расчетов среднегодовой эффективной дозы при высоте выброса 100 м на небольших расстояниях (около 1 км), определяющим будет внешнее облучение от выпавших радиоактивных осадков, а на всех остальных расстояниях – внешнее облучение от проходящего облака. При этом максимальное суммарное значение среднегодовой эффективной дозы будет достигаться на расстоянии ~ 8 км и не превышать уровень 10 мкЗв/год.

При высоте выброса 20 м определяющим на всех расстояниях будет внешнее облучение от проходящего облака, а пик суммарного значения среднегодовой эффективной дозы сдвигается на расстояние ~ 3 км и увеличивается до ~ 20 мкЗв/год.

Представляется, что полученный результат физичен. Действительно, более высокий выброс должен приводить к увеличению области загрязнения.

Учитывая, что для запроектной аварии величина дозы облучения на границах санитарно-защитной зоны допускается 5 мЗв/год [4] и даже квота на облучение населения при нормальной эксплуатации от газоаэрозольных выбросов для проектируемых атомных станций составляет 50 мкЗв/год [6], можно с уверенностью говорить о безопасности рассматриваемой АСММ. При этом можно утверждать, что для этой атомной станции санитарно-защитная зона может быть ограничена размерами промышленной площадки при незначительной (около 20 м) высоте вентиляционной трубы.

Заключение

По результатам выполненных исследований по оценке радиационного воздействия АСММ с РУ КЛТ-40С на население и окружающую среду в районе месторождения Песчаное можно сделать следующие выводы.

Можно утверждать, что при режиме нормальной эксплуатации АСММ радиационное воздействие на население и окружающую среду незначительное. Прогнозируемые уровни максимальной среднегодовой объемной активности на много порядков ниже нормативных показателей.

При запроектной аварии размеры санитарно-защитной зоны, на границах которой выполняется требование не превышения допустимой дозы для населения, не превысят размеров промышленной площадки АСММ. При отсутствии эффекта экранирования близлежащих зданий высота вентиляционной трубы может быть существенно снижена (до ~ 20 м). При этом максимальное значение среднегодовой эффективной дозы прогнозируется на уровне 20 мкЗв/год и соответствует расстоянию от источника выброса около 3 км.

---

Литература

1. Санеев Б.Г., Иванова И.Ю., Тугузова Т.Ф., Франк М.И. Приоритеты использования атомных станций малой мощности на Востоке России // Атомная энергия. – 2011. – Т.111, вып. 5. – С. 276–281.
2. http://www.svali.ru/show_picture.php?cntr=73&type=1&id=65&cd=1 (дата обращения 22.07.2013 г.).
3. Мельников Н.Н., Амосов П.В., Гусак С.А., Новожилова Н.В., Климин С.Г. Оценка теплового воздействия подземной атомной станции малой мощности на многолетнемерзлые горные породы // Арктика: экология и экономика. – 2014. – № 1 (13). – С. 30–37.
4. НРБ-99/2009: Санитарные правила и нормативы. САНПиН 2.6.1.2523-09. – М.: Федеральный центр гигиены и эпидемиологии Роспотребнадзора, 2009. – 100 с.
5. ОСПОРБ 99/2010. СП 2.6.1.2612-10 Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности. URL: http//www.nucloweb.jinr.ru/nucloserv/inform/osprb-99-2010.pdf (дата обращения 15.04.2013 г.).
6. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций. САНПиН 2.6.1.24-2003 (СП АС-03). URL: http//www.niiot.ru/doc/lib/СанПиН 2.6.1.24-03.doc (дата обращения 15.04.2013 г.).
7. Саркисов А.А., Высоцкий В.Л., Билашенко В.П. и др. Ожидаемые радиационные и радиоэкологические последствия эксплуатации плавучих атомных электростанций // Атомная энергия. – 2008. – Т.104, вып. 3. – С. 179-187.
8. Руководство по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу (ДВ-98), Том 2 (Технические приложения, рекомендации для расчетов). URL: http://docs.cntd.ru/document/1200072232 (дата обращения 20.11.2013 г.).
9. Об утверждении методики разработки нормативов предельно допустимых выбросов радиоактивных веществ в окружающую среду (ДВ-2010). URL: http//www.economy.gov.ru/wps/wcm/pdf (дата обращения 20.11.2013 г.).
10. Оценка воздействия на окружающую среду атомной станции с опытно-промышленным энергоблоком мощностью 100 МВт с реакторной установкой на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем. Книга 3. ОАО «АКМЭ-ИНЖИНИРИНГ», 2012. – 203 с.
11. СНиП 23–01–99. Строительная климатология. URL: http://www.eifs.ru/download/snip_23-01-99_klimat.pdf‎ (дата обращения 25.11.2013 г.).
12. Погода в Весеннем, Чукотка. URL: http://rp5.ru/Архив_погоды_в_Баимре (дата обращения 10.12.2013 г.).
13. Методические указания по оценке последствий аварийных выбросов опасных веществ (РД 03-26-2007). URL: http://tehnorma.ru/normativbase/52/52946/index.htm (дата обращения 20.10.2013 г.)
14. Погода и климат – климат Омолона. URL: http://www.pogodaiklimat.ru/climate/25428.htm (дата обращения 09.11.2013 г.).
15. Бахметьев А.М., Большухин М.А., Лепехин А.Н. Расчетно-экспериментальное обоснование безопасности РУ КЛТ-40С для плавучей АСММ // Презентация доклада. Межотраслевая межрегиональная научно-техническая конференция, Москва, 11–12 ноября 2010 г. – М.: ИБРАЭ, 2010. – электрон. опт. диск (CD-ROM). – 1 Гб ОЗУ; 4хCD-ROM дисковод; 32-бит. – CD:\Session4\4.6pdf. 28p.
16. MACCS. MELCOR Accident Consequence Code System (MACCS): Model description. (NUREG/CR-4691; SAND86-1562) Vol. 2, Sandia National Laboratory, USA, 1990. – 307 p.
17. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. – М.: Энергоатомиздат, 1991. – 352 с.
18. Гусев Н.Г., Ковалев Е.Е., Машкович В.П., Суворов А.А. Защита от ионизирующих излучений. Т.2. Защита от излучений ядерно-технических установок. – М.: Энергоатомиздат, 1990. – 352 с.
19. Машкович В.П., Кудрявцева А.В. Защита от ионизирующих излучений: Справочник. – М.: Энергоатомиздат, 1995. – 496 с.