Въздействие на АЕЦ върху околната среда при тежки аварии

Основни видове аварийни ситуации в ядрените реактори

Измежду всички предприятия от ЯГЦ работещите АЕЦ са един от основните източници на потенциална радиационна опасност за населението и околната среда.

Още в началния етап на развитие на ядрената енергетика са били направени оценки за опасностите от аварийни ситуации в АЕЦ. Първите такива оценки са извършени в Брукхейвънската национална лаборатория (BNL), САЩ и са публикувани през 1957г. Те показват много голямата опасност за населението при мащабна авария  с разтопяване на активната зона (АЗ) и излизане на облак от летливи радиоактивни вещества извън територията на площадката на АЕЦ.

Във връзка с това са били разработени системи за осигуряване на надеждна работа на реактора както в условията на нормална експлоатация, така и при аварии. Към тези устройства се отнасят:

· Системи за управление и защита на реактора;

· Контрол на херметичността на обвивките на ТОЕ и на първи контур;

· Системи за дренаж и очистване на топлоносителя;

· Вентилация и филтрация на въздуха от радиационно опасната зона;

· Системи за аварийно охлаждане на АЗ;

· Системи за ограничаване на мащаба на радиационната авария и за локализация и удържане на продуктите на делене, излизащи извън АЗ.

Високата потенциална опасност от АЕЦ се дължи главно на продуктите на делене на урана, натрупващи се в АЗ на работещия ядрен реактор. Общата активност на типичен ядрен реактор 30min след спирането му е 8.10⁹Ci. Докато е налице ефективно отнемане на топлината, генерирана в АЗ, 98% от РАВ се удържат в сърцевината на ТОЕ. Значително изтичане на тези вещества извън ядреното гориво може да стане само в случай, че то е силно прегрято и частично разтопено. Очевидно това е възможно само ако топлоотнемането от АЗ не е достатъчно ефективно.

При нормална работа на реактора такъв дебаланс е възможен или при снижаване скоростта на топлоотнемане под допустимите граници (например при намаляване на скоростта на движение на топлоносителя) или при нарастване на енергоотделянето над допустимите граници на ефективна работа на системата за топлоотнемане (това може да се случи при преходни процеси на работата на реактора). Такива събития са възможни, но обикновено те възникват само в малка част от АЗ (локално прегряване, което може да доведе до разрушаването на няколко ТОЕ). Това се констатира чрез съществено увеличаване на продуктите на делене в топлоносителя. По-нататъшното разпространение на тези РАВ в околната среда се ограничава от другите защитни бариери, главната от които е херметичността на първия контур на АЕЦ. Такива аварии се ограничават чрез извличане на повредените ТОЕ и тяхната замяна, след което водата от първи контур се очиства чрез байпасни филтри и активността й се връща към допустимите граници.

Най-тежката от възможните аварии в ядрените реактори е масивно разкъсване на първи контур (напр. на тръбопровод с голям диаметър), при което изтича голяма част от топлоносителя (или цялото количество). При това АЗ може да се окаже обезводнена вследствие недостатъчното бързодействие или производителност на системите за аварийно заливане и охлаждане на АЗ. В такъв случай АЗ ще се прегрее и ще се разтопи под действието на остатъчното енергоотделяне, което е достатъчно голямо дори и при спряла ядрена реакция (в началото то е 7% от общата топлинна мощност на работещ реактор). Първичният топлоносител при съприкосновение с прегрятото гориво преминава в пара и (заедно с газообразните продукти на делене) предизвиква повишаване на налягането в реакторното помещение (херметичната обвивка около реактора). Ако тези системи за локализация бъдат разрушени, газообразните продукти на делене излизат в околната среда. При това сред биологично значимите радионуклиди се оказват не само РБГ (както е при нормална експлоатация), но и радиоактивните изотопи на елементите, които са летливи при температурата на разтопяване на ядреното гориво.

Излизането на облак от газообразни РАВ в околната среда може да доведе до поражения на хората и на други радиационно-чувствителни компоненти на екосистемите в околните местности и да предизвика радиоактивно замърсяване на прилежащата територия. Площта на засегнатата местност зависи от тежестта на аварията, както и от ред други условия и фактори, включително метеорологични.

При оценка на облъчването на населението в резултат на авария на АЕЦ се различават три типа въздействия:

· Остро външно b+g- облъчване в резултат на преминаване на облака от летливи радионуклиди. То действува минути и часове след изхвърлянето и в него доминират РБГ;

· Остро вътрешно облъчване вследствие на радиоактивните частици, изпаднали от облака, както и от употребата на вода и селскостопанска продукция (мляко, зеленчуци) от замърсения район (дни и седмици след аварията). В него преобладават радиоактивните изотопи на йода;

· Хронично облъчване от потреблението на зърнени храни и месо, замърсени с дългоживеещи радионуклиди (месеци и години след аварията). Тук преобладават ⁹⁰Sr и ¹³⁷Cs.

Основни принципи за изграждане системите за безопасност на АЕЦ

По принцип безопасността на една сложна техническа система не може да бъде абсолютна, и това се отнася не само за АЕЦ. Като се има предвид основният риск - от неконтролирано радиационно въздействие върху персонала и населението и радиоактивно замърсяване на околната среда, главната задача на безопасността на АЕЦ се формулира като защита в максимална степен на персонала, населението и околната среда от неприемливо високо ниво на радиационно въздействие при възможни аварии, както и при преднамерени злоумишлени действия. Основният принцип, на който се базират техническите средства и организационни мероприятия е известен като "защита в дълбочина".

На следващата схема е дадена илюстрация на прилагането на този принцип. В рамките на защитата в дълбочина се разграничават следните нива на защита:

1. Първо ниво - предотвратяване на аварии и инциденти и поддръжка на условията на експлоатация в рамки, недопускащи възникването на авария. Това ниво се осигурява с гаранции за качеството на проекта на АЕЦ, качеството на експлоатацията, постоянното усъвършенствуване на конструкциите и надеждността на системите и с квалификацията на персонала.

2. Второто ниво на безопасност има за задача осигуряването на средства за защита от т.нар. проектни (т.е. предвидени в проекта) аварии. Това означава ограничаване развитието на възможните аварийни ситуации още в ранния стадий, чрез привеждане на реакторната инсталация в безопасно състояние. Технически това ниво се осигурява от системите за безопасност на реактора.

3. Задачата на третото ниво на безопасност е защитата от малко вероятни аварии и ограничаване на последствията от тях (ако такива все пак възникнат). Мероприятията на това ниво се свеждат обикновено до анализа на вериги от откази на оборудването (някои от които са почти хипотетични, като наслагване на няколко отказа на системите за безопасност, комбинирани с грешки на персонала) и са насочени към намаляването на последствията от такива вериги. За постигането на тези цели се използуват няколко принципа, като: резервиране на системите за безопасност, физическото им разделяне, разнообразие на средствата за овладяване на развитието на аварията.

При защитата в дълбочина важно изискване е осигуряването на "физически бариери" за безопасност. По правило, в съвременните реактори има поне три бариери за предотвратяване на възможно разпространение на РАВ от ЯГ в околната среда. Първата от тях се състои от матрицата на ЯГ в комбинация с обвивката на ТОЕ (на фигурата двете компоненти на тази бариера са представени като отделни бариери, но те всъщност действат заедно). Втората бариера е херметичната конструкция на първия контур на реактора, която възпрепятствува по-нататъшното разпространение на попадналите РАВ в топлоносителя (при нарушаване на първата бариера). При пробив на втората бариера (напр. течове от първи контур), радиоактивните продукти на делене се задържат от третата бариера - херметичната защитна обвивка около реактора.

Системите за безопасност се разделят общо на защитни, локализиращи, управляващи и осигуряващи.

Защитните системи имат за задача предотвратяването или ограничаването на повреждането на горивото, обвивките на ТОЕ и други съоръжения от първата физическа бариера. Такива са системите за аварийно спиране на реактора и за аварийно охлаждане на АЗ.

Локализиращите системи за безопасност трябва да предотвратят емисиите на РАВ от АЕЦ или поне да ограничат тяхното разпространение в околната среда.

Управляващите системи осигуряват надеждното действие на системите за безопасност и управлението им, вкл. и в условията на аварийни ситуации.

Осигуряващите системи имат за задача да гарантират функционирането на системите за безопасност, като ги осигуряват с ресурси (електроенергия, охлаждаща вода и пр.).

Принципът на действие на отделните системи за безопасност може да е активен или пасивен. При активни системи е необходима външна команда за иницииране изпълнението на дадена функция. Такива системи по принцип са технически сложни и имат многобройни взаимодействия с други системи, от което зависи и тяхната работоспособност.

Концепция "защита в дълбочина"

При пасивните системи за безопасност не се изисква работа на други системи за осъществяване на тяхната функция. Те функционират непосредствено под въздействието на определени събития, възникнали вследствие изменението на режима на работа на реактора. Такива системи по принцип са по-прости и с по-висока надеждност.

Екологични последствия от аварията в Чернобилската АЕЦ

Въпреки щателното проектиране и експлоатация на АЕЦ в тях понякога се случват тежки аварии, съпроводени с изхвърляне на радиоактивни вещества извън площадката на АЕЦ. Най-тежката авария на АЕЦ в световен мащаб е тази в Чернобилската АЕЦ (ЧАЕЦ), станала на 26.04.1986г. Изучаването на авариите на ядрените съоръжения не е предмет на този курс. Тук ще обобщим само някои от най-важните екологични последствия.

При аварията в ЧАЕЦ се е достигнало до масивно разхерметизиране и стапяне на АЗ и пълно разрушаване на реакторното помещение. Температурата на горивото се е повишила до степен, при която е започнал да гори графитният забавител (в количество около 2000t). Това предизвиква образуването на радиоактивен облак, който се издига високо в атмосферата и вследствие на метеорологичните условия се разнася на големи разстояния извън площадката на АЕЦ, предизвиквайки замърсявания на хиляди квадратни километри площ. Радионуклиди от тази авария са открити на всички континенти, вкл. на Антарктида.

Непосредствени последици от аварията

Първите резултати от аварията се изразяват в рязко покачване на гама-фона в близост до мястото на аварията. Няколко часа след аварията тези стойности достигат 1000 пъти над естествения фон в десеткилометровата зона (т.е. до 100mGy/h при норма 100nGy/h). Поради това е предприета евакуация на населението в 30km зона около авариралия реактор (36h след началото на аварията).  Тъй като пожарът е продължил повече от седмица, радиоактивният фон остава дълго време висок. Поради това се въвежда освен "забранена зона" (с радиус 30km) още и "зона със строг контрол" с площ 8000km², определена от границата на мощност на дозата 30mGy/h. Населението в тази зона не е евакуирано въпреки необходимостта от това.

Общата активност, изхвърлена от АЗ се оценява на 9.4.10¹⁹Bq (2.5.10⁹Ci). Активността по изотопите на йода се оценява на 4.10¹⁷Bq, а по цезий - 8.10¹⁶Bq. Основните радиоактивни емисии са в първите 10-12 дни след аварията.

В атмосферните аерозоли от този облак са регистрирани практически всички основни продукти на делене (изотопи на Te, I, Ba, La, Ce, Ru, Sr, Y, Zr, Nb, Ag, Cs). За щастие алфа-активните нуклиди са в неголеми количества и са останали в близост до мястото на аварията. В следващата таблица са представени количествата радионуклиди, изхвърлени в атмосферата при аварията (по данни на Научния комитет по изучаване действието на атомната радиация към ООН).

Радионуклид	Т1/2	Емисии [.10^15Bq]
РБГ (благородни газове)
^85Kr	10.72a	33
^133Xe	5.25d	6500
Други газове и пари
^129mTe	33.6d	240
^132Te	3.26d	1000
^131I	8.04d	1800
^133I	20.8h	2500
^134Cs	2.06a	54
^136Cs	13.1d	36
^137Cs	30.0a	86
Междинни фракции
^89Sr	50.5d	80
^90Sr	29.12a	8
^103Ru	39.3d	170
^106Ru	368d	30
^140Ba	12.7d	170
Ядрено гориво и нетопящи се фракции
^95Zr	64.0d	170
^99Mo	2.75d	210
^141Ce	32.5d	200
^144Ce	284d	140
^239Np	2.36d	1700
^238Pu	87.74a	0.03
^239Pu	2.4.10^4a	0.03
^240Pu	6.54.10^3a	0.053
^241Pu	14.4a	6.3
^242Pu	3.76.10^5a	0.00005
^242Cm	163d	1.1
Общо (без РБГ)		8000

В радиоактивния облак се съдържат и значително количество твърди частици от разрушения реактор. Тежките парчета падат в района на площадката или близо до него, а леките се разнасят в съседните и по-далечни райони.

Мощностите на погълнатата радиационна доза в района на аварията са били извънредно големи (на места - 100Gy/h). Това е довело до тежки случаи на лъчева болест сред дежурния оперативен персонал, пожарникарите и по-късно военнослужещите, които са участвували в ограничаването на последствията от аварията. Клинични прояви на лъчева болест са открити у 203 души, работили на площадката непосредствено след аварията.

Дългосрочни последствия от аварията

Радиоактивните аерозоли от облака постепенно се утаяват в зависимост от техните размери и попадат върху почвата и водите. Миграцията на радионуклидите в почвата води до около двукратно намаляване на мощността на дозата на 1m над повърхността в рамките на 6 месеца (през това време дълбочината на миграция става около 0.6-1.2m). Отлагането на аерозоли върху повърхността на водоемите довежда до замърсяване на водата в реките в близката до аварията зона. Резки изменения на концентрациите на радионуклиди в реките се наблюдават в периодите на валежи, които са свързани с измиване на почвата в замърсените водосборни райони.

Замърсяването с ¹³⁷Cs е щателно изучено и са съставени доста подробни карти на концентрациите му за почти целия континент (Европа). Оказва се, че 3 години след аварията все още 325km² са замърсени с концентрации на ¹³⁷Cs над 1500Bq/m². В тях живеят около 34000 души селско население. Извън 30km зона има още 2125km² (с население 780000 души), които са замърсени с концентрации между 200-1500Bq/m². Понастоящем за замърсени се считат площите с концентрации на ¹³⁷Cs над 740Bq/m². Там живеят около 3 милиона души.

Концентрациите на ⁹⁰Sr показват замърсявания в площ около 8000km².

Концентрации на плутоний в почвата над 1000 Bq/m² са открити само в рамките на 30km зона.

В много страни на Европа са открити т.нар. "горещи частици" (неразтворими късчета ядрено гориво). Тяхното количество намалява с увеличаване на разстоянието от реактора. Установено е, че по-големите от тях представляват парченца гориво (уранов диоксид + продукти на делене), а някои от по-малките са моноизотопни вследствие на високотемпературното фракциониране на продуктите на делене.

Зоната с радиус 10km около реактора е силно замърсена, включително с големи късове от ядреното гориво и от оборудването на реактора.