И.И. Силин
Экология и экономика природных ресурсов бассейна р. Протва
(Калужская и Московская области)
Обнинск, 2003. - 302 с.

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

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)

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.