CC BY
24
ВЕНТИЛЯЦИЯ ЦЕНТРАЛЬНОГО ОТСЕКА ТРАНСПОРТНОЙ ЯЭУ ПРИ ПОВЫШЕНИИ РАДИАЦИОННОГО ФОНА
© Баранов Д.В.*
Государственный университет морского и речного флота им. адмирала С.О. Макарова, г. Санкт-Петербург
В статье рассмотрена возможность вентилирования помещений ППУ и аппаратной при неплотностях и течах первого контура в окружающее пространство. Установлено, что работа системы спецвентиляции сокращает радиационные последствия, время проведения ремонтных работ и дозовую нагрузку на экипаж. Определена необходимость внесения изменений в процесс обработки вентиляционных выбросов с целью удержания долгоживущих радионуклидов.
Ключевые слова: радиационная безопасность, система вентиляции защитного ограждения, авария с потерей теплоносителя, долгоживу-щие изотопы, газообразные радиоактивные отходы, эффективная доза излучения.
На современных судах с ядерной энергетической установкой (ЯЭУ) производиться непрерывный контроль параметров воздуха в помещениях паро-производящей установки (ППУ) и аппаратной. Контроль ведется по температуре воздуха, радиационному фону и величине разряжения. Отклонение каждого параметра в отдельности может служить явным признаком поступления среды 1-го контура в окружающее пространство.
При наличии неплотностей 1-го контура происходит повышение радиационного фона воздуха помещений защитной оболочки (ЗО). Незначительное отклонение параметров радиационной обстановки не приводит к изменению схемы вентиляции. Однако процесс происходит под контролем инженеров службы радиационной безопасности (РБ). При возникновении течей параметры аварийного процесса и радиационные последствия зависят от места и объема течи, формы и размера отверстия истечения, скорости расхолаживания установки, работы локализующих систем безопасности и некоторых других факторов.
Анализ радиационных последствий [8] малых течей (Р < 100л/ч) показывает, что выход радиоактивных веществ за пределы установки и ЗО при таких авариях больше, чем при больших течах (Р > 1,2 т/ч). Для примера, проведено сравнение радиационных последствий при течи трубопровода «реактор-компенсатор давления» малым сечением (ЭМ 4тт) и большим сечением (ЭМ 25тт). Данные представлены в таблице:
* Кафедра Судовых ядерных энергетических установок. Научный руководитель: Наумов В.М., доцент кафедры Судовых ядерных энергетических установок, кандидат технических наук.
Таблица 1
Параметр Малая течь Большая течь
Время с начала течи до отсечения системы спецвентиляции 26 мин 2 сек
Допустимая утечка парогазовой среды за пределы ЗО 1 %/ч 1 %/ч
Включение системы орошения ЗО во время аварии Не происходит Подключена через 90 сек
Активность выбросов РБГ в окружающую среду Ки 57 35
Активность выбросов изотопов йода 13М35], Ки 0,3 0,66
Суммарный выброс, Ки 57,3 35,66
Больший выход радионуклидов в окружающую среду объясняется более длительной работой системы спецвентиляции во время истечения теплоносителя. При оценке величины радиоактивности, вышедшей в окружающую среду, необходимо также учитывать утечку парогазовой среды за пределы ЗО вследствие неплотности. Утечка объясняется нарушением разряжения после перевода вентиляции на закрытый цикл или её отключения. При большой течи утечка радиоактивности через неплотности уменьшается благодаря использованию системы орошения ЗО. Поникнувшие в другие помещения ЦО радионуклиды вместе с вентилируемым воздухом будут удалены через грот-мачту без очистки.
Управление работой системы спецвентиляции осуществляется вручную или автоматически. Характерной особенностью аварийного процесса при водных и газовых неплотностях и течах малого размера воды 1-го контура является временная задержка между моментом начала течи и моментом уверенной регистрации её наличия. Регистрация течи сопровождается ручным переводом работы вентиляции на замкнутый цикл. Задержка объясняется тем, что некоторые из признаков, указывающих на существование течи (снижение уровня в КД, повышение температуры, давления или активности воздуха в ЗО) могут длительное время не проявляться. Автоматическая остановка системы спецвентиляции происходит по сигналу снижения давления в первом контуре Pmirl = 115кгс/см2. При малых течах для достижения этой уставки требуется ~ 30 мин. Таким образом, будет существовать достаточно длительное поступление радиоактивных веществ в окружающую среду до остановки вентиляции.
Все радионуклиды, поступающие в ЦО вместе с теплоносителем или газом, присутствуют в помещении в двух формах: газовой или аэрозольной. В первоначальный момент аварий с потерей теплоносителя дозовая нагрузка определяется, в основном, короткоживущими изотопами йода. Соответственно, регистрация повышенного радиационного фона происходит по излучению этих изотопов. Другими значимыми составляющими атмосферы ЦО во время течи 1-го контура являются аэрозоли продуктов коррозии -59Бе, 58Со, 60Со, 54Мг, 56Мп; аэрозоли продуктов деления - 134Сэ, 137Сэ, 898г, 908г, 152Еи, 154Еи; газообразные продукты деления 3Н, 14С, 41А, 85Кг, 87Кг,
88 129 133 135 138
Кг, I, Xe, Xe, Xe [3,4]. Существующая схема вентиляции [7] с использованием фильтров типа ФПИ позволяет эффективно улавливать радиоактивные аэрозоли. Однако для локализации газовых продуктов деления в системе средств не предусмотрено.
Газообразные продукты деления можно разделить на 2 группы: корот-коживущие (10^Т1/2 < 2ч) и долгоживущие. При работе вентиляции по замкнутому циклу происходит эффективное подавление активности короткожи-вущих газообразных нуклидов благодаря выдержке в пределах защитного ограждения. Однако такая выдержка не решает вопрос удержания активности долгоживущих продуктов деления. Среди них стоит выделить ряд нуклидов: 3Н, 14С, 85Кг, 129Г. Особого внимания они заслуживают благодаря высокой миграционной способности и биологическому действию на человека и окружающую среду [10]. Некоторые данные о них представлены в таблице:
Таблица 2
Нуклид "Гш Основной канал распада Энергия излучения
Г, кэВ Етах, кэВ
3Н 12,3 лет в 5,8 18,6
14е 5730 лет в 54 155
85кг 10,776 лет в 251 687
129| 1,57-107 лет в 49 150
Наиболее современная система радиационного контроля «Феникс», установленная на атомном ледоколе «50 лет Победы», обеспечивает мониторинг на всех, в том числе, аварийных режимах работы ЯЭУ Ветки контроля объемной активности воздуха в аппаратной, помещениях ППУ и грот-мачте оборудованы установками непрерывного измерения а- и в-активных аэрозолей и инертных газов (УДА-1АБ и УДГ-1Б), а также блоками УДИ-1Б для контроля изотопов 13Ы35!. Нижний предел измерения мощности р-излучения данных установок ограничен 100 кэВ. При замкнутой вентиляции аварийного помещения, в виду слабого излучения, указанные нуклиды практически не поддаются детектированию. Как результат, при отсутствии показаний о повышенном радиационном фоне, система вентиляции будет переведена на работу по открытому циклу и, нуклиды будут удалены в окружающую среду.
Таким образом, можно заключить, что при наличии неплотностей и малых течей 1-го контура существует неконтролируемое поступление радиоактивных веществ (РВ) в окружающую среду до отсечения системы спецвентиляции, а также при протекании аварийного процесса. Расчетный анализ аварий с большой течью [8] показывает, что неконтролируемое поступление РВ в окружающую среду также возможно для некоторых аварий при активации системы снижения аварийного давления в ЗО.
Для эффективного контроля над поступлением РВ в окружающую среду во время аварии с течью теплоносителя необходимо внесение соответст-
вующих изменений в процесс обработки вентиляционных выбросов. Использование модернизированной системы спецвентиляции внесет следующие изменения в радиационные последствия аварийного процесса:
- при малых и средних течах, за счет сохранения разряжения ограничивается распространение РВ за пределы аппаратной и помещений ППУ;
- при больших потерях теплоносителя возможно обеспечение управляемого удаления паровоздушной смеси из ЗО;
- уменьшается площадь поверхностей, подлежащих дезактивации, т.к. больший объем РВ будет локализован в системе спецвентиляции;
- снизится радиационная нагрузка на членов аварийной партии, работающих в ЦО;
- при работе на мощности дополнительное фильтрационное оборудование уменьшит объем технологических РВ, поступающих в окружающую среду.
Для энергоблока любого типа (на углеводородном топливе, ядерном топливе и др.) с экономической точки зрения важным является длительность безотказной работы. При возникновении поломок, требующих вывода установки из эксплуатации или снижения мощности, важным является продолжительность устранения неполадок. Чем меньше этот период, тем лучше. Выполнение ремонтных работ на транспортной ЯЭУ связанно со специфичной проблемой воздействия радиоактивного излучения на членов аварийной партии. Особенную актуальность этот вопрос приобретает при авариях с течью теплоносителя 1 -го контура в окружающее пространство центрального отсека. Наличие повышенного фона препятствует скорейшему началу ремонтных работ.
Для членов аварийной партии в действующих санитарных нормах [2, 5, 6] установлены пределы получаемой дозы. На практике это реализуется использованием средств индивидуальной защиты и ограничением времени пребывания каждого отдельного человека в зоне радиоактивного загрязнения. Это приводит к многократной смене специалистов, занимающихся устранением причин аварии. Опыт ремонтных работ на судах показывает, что для выполнения ремонта в максимально короткие сроки важно разумное разделение всего фронта работ на отдельные подзадачи. При этом число вовлеченных людей должно быть минимально возможным, а при необходимости организации смен, их число должно быть также минимальным.
Увеличение производительности ремонтных работ на аварийной АППУ требует более ранней нормализации радиационной обстановки в ЦО и организации более длительного пребывания аварийной партии в отсеке. Для этого, разумеется, необходимо предусмотреть дополнительные средства защиты персонала от ионизирующего излучения. В качестве усиления био-
логической защиты могут быть использованы улучшенные персональные средства: спецкостюмы, перчатки, защита органов дыхания и прочее. Вентиляция ЦО может снизить в 3 раза облучение аварийной партии. При этом также сокращается время между началом аварии и моментом, когда аварийное помещение может быть посещено для выполнения ремонтных работ. Результаты анализа радиационных последствий при аварии с малой течью в системе очистки и расхолаживания представлены на рис. 1.
—»—при отключенной вентиляции ♦ при работающей вентиляции
60
50
Рис. 1. Изменение мощности эффективной дозы излучения на поверхности ЗО при разгерметизации трубопровода системы очистки и расхолаживания в аппаратном помещении (ЭМ 4 шш)
Возможность проведения восстановительных работ будет определяться уровнем излучения в аппаратном помещении. Для рассмотренной аварии сохранение вентиляции обеспечит возможность начала восстановительных работ на 7-8 часов ранее, чем при остановленной вентиляции.
Для эффективного контроля над поступлением РВ в окружающую среду во время аварии с течью теплоносителя необходимо внесение соответствующих изменений в процесс обработки вентиляционных выбросов. Для рационального изменения системы вентиляции требуется методика очистки газообразной среды от присутствующих в ней РВ различных форм. За годы развития ядерной энергетики проблемы очистки газообразных радиоактивных отходов (ГРО) были хорошо изучены [7, 9, 10]. Производится очистка выбросов АЭС и судовых ЯЭУ от аэрозолей и короткоживущих изотопов йода, отходов производств ядерной промышленности - от специфичных для каждого технологического процесса нуклидов. Для повышения эксплуатационных качеств транспортной ЯЭУ представляет интерес разработка методики
очистки ГРО от характерных изотопов, в том числе от долгоживущих газообразных продуктов деления. Помимо проблемы совместимости различных технологических процессов, при разработке методики для условий эксплуатации транспортной ЯЭУ следует принимать во внимание ограниченность пространственных, материальных и энергетических ресурсов на борту.
Список литературы:
1. Ключников А.А., Пазухин Э. М., Шигера Ю. М. и др. Радиоактивные отходы АЭС и методы обращения с ними. - К.: Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, 2005. - 487 с.: ил.
2. Нормы радиационной безопасности НРБ -99/2009: Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09 / Утверждены постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 7 июля 2009 г. № 47.
3. Ожидаемые радиационные и радиологические последствия эксплуатации плавучих атомных теплоэлектростанций / А.А. Саркисов, В.Л. Высоцкий, В.П. Билашенко и др. // Атомная энергия. - 2008. - № 104 (3). - С. 178-188.
4. Обеспечение радиационной безопасности человека и природы на всех этапах жизненного цикла плавучих атомных теплоэлектростанций/ Горлин-ский Ю.Е., Кутьков В.А., Лысцов В.Н. и др. // Атомная энергия. - 2009. -№ 107 (2). - С. 95-103.
5. Санитарные правила СП 2.6.1.01-04 «Обеспечение радиационной безопасности портов Российской Федерации при заходе и стоянке в них атомных судов, судов атомно-технологического обслуживания и плавучих энергоблоков атомных теплоэлектростанций (СПРБП-04)».
6. Санитарные правила СП 2.6.1.45-03 «Обеспечение радиационной безопасности при проектировании, строительстве, эксплуатации и выводе из эксплуатации атомных теплоэлектростанций малой мощности на базе плавучего энергетического блока СП-АТЭС-2003».
7. Система вентиляции помещений ППУ и аппаратной: Атомный ледокол «50 лет Победы». Информация о безопасности (10521-070-019) / ОАО «ЦКБ «Айсберг». - СПб., 2006. - 228 с.
8. Установка атомная паропроизводящая. Техническое обоснование безопасности. Часть 2. Анализ проектных аварий ОК-900А для проекта пр. 10521 (Заказ С-705) // Опытное конструкторское бюро машиностроения имени И.И. Африкантова - Н.Новгород, 2003. - 405 с.
9. Якшин Е.К., Чечёткин Ю.В., Ещеркин В.М. Очистка радиоактивных газообразных отходов АЭС. - М.: Энергоатомиздат, 1986.
10. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Management of waste containing tritium and carbon-14 // Technical report series No. 421, IAEA, Vienna (2004).
