Современная экологическая обстановка в отдельных странах и регионах оставляет желать лучшего. Миссия нашего сайте — обеспечить русскоязычных жителей планеты Земля актуальной информацией о защите окружающей среды, экологической безопасности и экологии в целом.

Полезные ресурсы и публикации:
-

И.И. Силин
Экология и экономика природных ресурсов бассейна р. Протва
(Калужская и Московская области)

Обнинск, 2003. - 302 с.

Предыдущая

4. Техногенные источники поступления радионуклидов в окружающую среду

Прочие источники ГНЦ РФ ФЭИ

Институт имеет две промплощадки. Периметр промплощадки N 1 ФЭИ примыкает к массиву жилой застройки города. Промплощадка N2, расположена дальше от этого массива в сторону р. Протвы. Санитарно-защитная зона ФЭИ имеет вид овала неправильной формы с размерами по 2.4 х 2км, вытянутого в сторону преобладающих направлений ветров. Проведенные расчеты воздействия газоаэрозольных выбросов от всех источников промплощадки ФЭИ, показали, что точка с приземной концентрацией находится в пределах промплощадки при любых неблагоприятных метеорологических факторах и в этой точке нет превышений установленных санитарными нормами  дозовых пределов для населения. Кроме того, в случае получения информации от органов Росгидромета (НПО «Тайфун») о неблагоприятных метеоусловиях организационными мерами предусмотрено прекращение любых работ, могущих привести к повышенному поступлению радионуклидов в атмосферу (эксперименты, переключения систем вентиляции, изменение режима их работ и т.д.), вплоть до снижения мощности и полной остановки установок.

На территории ФЭИ в течение 40 лет действует ряд производств, связанных с обоснованием и разработкой объектов атомной энергетики. Основными производствами являются:  исследовательский реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БР-10 мощностью 8 МВт (в настоящее время остановлен); импульсный реактор; критические стенды нулевой мощности различного назначения; «горячая» лаборатория для материаловедческих исследований ядерного топлива, конструкционных и поглощающих материалов; ускорители заряженных частиц – линейные и циклические; жидкометаллические и водяные стенды различного назначения для исследований теплоносителей; химико-лабораторный корпус для проведения исследований химических и радиохимических свойств материалов и процессов; производство радиоизотопной продукции (в том числе – радиофармпрепаратов) на базе циклотрона, реакторных установок и «горячей» лаборатории; лаборатории по разработке, получению и испытаниям различных композиций новых конструкционных реакторных материалов (сплавы, бериллий, особо чистые металлы и т.п.); лаборатории по изготовлению и испытаниям различных композиций из делящихся материалов (уран, торий и др.); станция спецводоочистки для переработки загрязненных радиоактивными веществами производственных вод мощностью около 104 м3/год; хранилище твердых радиоактивных  отходов объемом около 3*104м3; хранилище жидких радиоактивных концентратов объемом около 1.5*10м3; хранилище свежего и облученного ядерного горючего.

 В течение 1954 –2000 г эксплуатировались также и другие ядерные энергетические установки специального назначения: БР-2,  мощность100 кВт, теплоноситель ртуть (1956-58 гг), БР-5,  мощность 5 Мвт, теплоноситель натрий (1956-1973г), 27\ВМ, мощность 70 Мвт, теплоноситель вода (56-86 гг), 27 \ВТ, мощность 70 Мвт, теплоноситель свинец-висмут, (1959-76 гг), ядерный реактор ТЭС-3, мощность !.5Мвт, теплоноситель вода (1961-1978 гг), реактор термоэмиссионной установки  ТОПАЗ, мощность 180 кВт, теплоноситель натрий-калий (1970-1984 гг).

Основные радиоактивные выбросы в атмосферу производятся через 3 высокие трубы.  Трубы вентцентров имеют высоту до 100м, через эти трубы производятся газоаэрозольные выбросы радиоактивных продуктов действующих ядерных реакторов, выбросы от «горячих» камер и от критических стендов. Имеются и другие второстепенные организованные источники выбросов радиоактивных продуктов в атмосферу через венттрубы высотой от 5 до 30м. Состав технологических выбросов зависит от характера проводимых исследований, а в целом – определяется, в основном, инертными радиоактивными газами, а также йодом-131, долгоживущими и короткоживущими (с периодом полураспада менее 24 час.) аэрозольными продуктами деления ядерного топлива и продуктами коррозии активированных нейтронами конструкционных материалов ядерных установок. 

Состав и величина газоаэрозольных радиоактивных выбросов в атмосферу показаны на рис. 4.1— 4.2. Для сравнения  фактические выбросы в атмосферу  в 1999 г и в 1993 г представлены в виде гистограмм в % от  допустимых выбросов (ДВ).

Из  диаграмм  видно, что в основном фактические выбросы радионуклидов в 1993 г составляли 5-10% от уровней ДВ. Несколько больше (по отношению к ДВ) выбрасывалось в воздух ИРГ (19%), кобальта-60 (23%) и особенно – европия-152 (46%), европия-154(28%). Исключения составляют выбросы цезия-137, близкие к ДВ.

Рис. 4.1.  Мощность выбросов радионуклидов в атмосферу от источников ФЭИ в 1999 г (в % от ДВ)

Рис. 4.2. Мощность выбросов радионуклидов в атмосферу от источников ФЭИ в 1993 г. (в % от ДВ)

В 1999 г наблюдался относительный рост выбросов суммы галлия-68 и германия –68, в то время, как  выбросы ИРГ, цезия -137 и других долгоживущих радионуклидов значительно сокращены. Следует отметить, что за указанный период заметно понизились и нормативы разрешенных выбросов.

Анализ данных  о величине радиоактивных выбросов ФЭИ  за  12 лет показал (рис. 4.3, табл. 27), что мощность годовых выбросов отдельных радионуклидов  и ИРГ изменяется из года в год, что связано как с изменением программ работы института, так и с ремонтом и заменой устаревшего оборудования, заменой фильтров и т. д. 

Рис.  4.3. Мощность выбросов в атмосферу радионуклидов от источников ФЭИ в 1987-99 гг

Таблица 27

Мощность выбросов радионуклидов  в атмосферу от источников ФЭИ

 

1987

1988

1989

1990

1991

1992

1993

1995

1996

1997

1998

1999

ИРГ 104

0,7

1,2

1,6

1,1

1,6

1,4

1,2

1,2

1,1

1,1

1,3

1,2

Sa 10-4

3,2

3,1

3,2

1,3

3,1

1,8

2,2

1,6

1,3

3

3

3

Sb 10-2

4,3

4,10

2,2

2,8

1,1

0,9

1,7

4

1,5

1,4

1,4

1,4

р\йод 10-2

14,5

5,1

4,8

2,1

3

2

1,7

1,8

1,6

14

7

3

137 Cs10-3

5,2

4,90

5,7

2,7

1,2

1,5

4,6

1,1

0,6

2,4

1,3

1,3

90 Sr 10 -4

1,7

1,5

1,6

4,3

0,3

2,6

0,2

0,06

0,07

0,5

1,5

0,8

Все технологические системы спецвентиляции оборудованы фильтровальными станциями, как правило со 100%-ым резервом. Кроме фильтров на основе тканей Петрянова, на вентсистемах, в которые возможно попадание радионуклидов йода, дополнительно смонтированы системы очистки с йодными угольными фильтрами АУИ-1500.

Имеется возможность переключения всех систем спецвентиляции на байпас с йодными фильтрами. Контроль эффективности  очистки выбрасываемого воздуха периодически осуществляется прямыми измерениями, а также по величине перепада давления на них. Степень очистки воздуха от аэрозолей составляет 99,9%, от радиойодов около 90%. Контроль качества выбрасываемого воздуха осуществляется тремя независимыми системами:

-непрерывный контроль воздуха в производственных помещениях зданий (ИРГ и суммарная альфа- и бета-активность аэрозолей);

-непрерывный контроль радионуклидов в воздуховодах спецвентиляции (ИРГ, суммарная альфа-,бета-активность аэрозолей и радиойод);

-непрерывный контроль радионуклидов в трубе вентцентра (ИРГ, суммарная альфа- и бета-активность аэрозолей, радиойод, дискретные спектрометрические измерения отобранных проб).

Система контроля оснащена двухпороговой сигнализацией о превышении установленных уровней.

Из приведенных данных следует, что среднегодовые радиоактивные выбросы ФЭИ в атмосферу подвержены колебаниям и могут считаться достаточно стабильными для большинства радионуклидов, за исключением радиойода и цезия-137,     выбросы которых изменяются в несколько раз.

Общий объем сбросных вод через выпуски ФЭИ и городских очистных сооружений составляет порядка 25000 тыс. м3/год ( 0.8 м3/с). Режим выпуска и сбросов по расходу воды во всех точках – постоянный. Содержание альфа-и бета-активных продуктов в жидких сбросах  ГНЦ РФ ФЭИ в р. Протву за 12 лет составила (табл. 28):

Таблица 28

Содержание альфа- и бета-активных продуктов в жидких сбросах ФЭИ (Ки/год)

 

Состав

1987

1988

1989

1990

1991

1992

1993

1995

1996

1997

1998

1999

∑α

0.054

0.055

0.057

0.059

0.046

0.044

0.161

0.018

0.011

0.012

0.02

0.016

∑β

0.052

0.066

0.042

0.045

0.037

0.024

0.016

0.008

0.008

0.011

0.016

0.01

Видно, что среднегодовая величина жидких радиоактивных сбросов ФЭИ колеблется в пределах одного порядка, за исключением выпуска сточных вод в 1993 г, содержащих повышенные концентрации альфа-активных продуктов (рис.4.4).

Рис.  4.4.    Содержание альфа- и бета- продуктов в жидких сбросах ГНЦ РФ ФЭИ (Ки/год)

Анализ многолетних данных показал, что превышение ПДС также имели место по содержанию нерадиоактивных компонентов в сточных водах городских очистных сооружений: взвешенным веществам, хлоридам, сульфатам, азоту аммонийному, нитритам, нитратам, хрому+6, железу, меди, цинку, СПАВ. 

Предыдущая