ОВОС Часть.3.4 by Antiatom.by

МИНИСТЕРСТВО ЭНЕРГЕТИКИ РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ ПРОЕКТНОЕ НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЕ РЕСПУБЛИКАНСКОЕ УНИТАРНОЕ ПРЕДПРИЯТИЕ "БЕЛНИПИЭНЕРГОПРОМ"

ОБОСНОВАНИЕ ИНВЕСТИРОВАНИЯ В СТРОИТЕЛЬСТВО АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ В РЕСПУБЛИКЕ БЕЛАРУСЬ КНИГА 11 ОЦЕНКА ВОЗДЕЙСТВИЯ НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ 1588-ПЗ-ОИ4 ЧАСТЬ 3 ОПИСАНИЕ АЭС Часть 3.4. Проектные и запроектные аварии. Радиоактивные выбросы. Трансграничное влияние

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

ПОЯСНИТЕЛЬНАЯ ЗАПИСКА

Директор

А.Н.Рыков

Заместитель директора

В.В.Бобров

Главный инженер проекта

А.И.Стрелков

2009

Состав обоснования инвестирования

№ книги

Обозначение

Примечание

Наименование

1588–ПЗ–ОИ4

Разработка исходных данных.

Белнипи

1588–ПЗ–ОИ4

Обоснование размещения АЭС.

Белнипи

1588–ПЗ–ОИ4

Основные технологические решения.

ЗАО АСЭ

1588–ПЗ–ОИ4

Обеспечение станции ресурсами.

ЗАО АСЭ

1588–ПЗ–ОИ4

Основные архитектурно-строительные решения. ЗАО АСЭ

1588–ПЗ–ОИ4

Структура АЭС, кадры и социальные вопросы.

ЗАО АСЭ

1588–ПЗ–ОИ4

Организация инвестиционного проекта.

ЗАО АСЭ

Альтернативные варианты строительства АЭС. Парогазовая ТЭС. Белнипи Альтернативные варианты строительства АЭС. Пылеугольная ТЭС. Белнипи

10 1588–ПЗ–ОИ4

Основные направления инженерно-технических мероприятий гражданской обороны и предупреждения чрезвычайных ситуаций. Белнипи

11 1588–ПЗ–ОИ4

Оценка воздействия на окружающую среду.

Белнипи

12 1588–ПЗ–ОИ4

Сметная документация.

Белнипи

13 1588–ПЗ–ОИ4

Эффективность инвестиций.

Белнипи

14 1588–ПЗ–ОИ4

Основные решения строительства.

проекта

организации Белнипи

333/08-02

14444-01

09-042

82/09-ОИ

Материалы инженерно-геологических изысканий и исследований, УП «Геосервис», 2009 г. Выдача мощности в энергосистему, РУП «Белэнергосетьпроект», 2009 г. Внеплощадочное водоснабжение и канализация, УП «Белкоммунпроект», 2009 г. Внешняя связь, ОАО «Гипросвязь», 2009 г.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Материалы субподрядных организаций

Изм. Кол.уч. Лист №док . ГИП Стрелков

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4 Пояснительная записка

Н. контроль

Клещенок

Стадия

Лист

Листов

ОИ

Состав ОВОС № части

Обозначение

1588–ПЗ–ОИ4

Наименование Общие положения. Обоснование необходимости строительства АЭС. Альтернативные площадки размещения АЭС. Альтернативные источники электроэнергии. Описание АЭС. Вопросы безопасности. Основные принципы и решения. Технологические системы и технические решения.

3.1 1588–ПЗ–ОИ4 3.2 1588–ПЗ–ОИ4

Характеристика источников воздействия АЭС.

3.3 1588–ПЗ–ОИ4

Проектные и запроектные аварии. Радиоактивные выбросы. Трансграничное влияние. Характеристика окружающей среды и оценка воздействия на неё АЭС.

3.4 1588–ПЗ–ОИ4 4

1588–ПЗ–ОИ4

4.1 1588–ПЗ–ОИ4

Геологическая среда.

4.2 1588–ПЗ–ОИ4

Химическое и радиоактивное загрязнение. Физико-географическая и климатическая характеристика. Поверхностные воды. Количественные и качественные характеристики. Поверхностные воды. Оценка возможного радионуклидного загрязнения водотоков. Трансграничный перенос радиоактивных загрязнений. Поверхностные воды. Биологические компоненты водных экосистем и процессы формирования качества вод. Подземные воды. Оценка современного состояния. Прогноз изменения состояния при размещении АЭС.

4.3 1588–ПЗ–ОИ4 4.4 1588–ПЗ–ОИ4

4.5 1588–ПЗ–ОИ4

4.6 1588–ПЗ–ОИ4

4.7 1588–ПЗ–ОИ4 4.8 1588–ПЗ–ОИ4

Подземные воды. Трансграничный перенос.

4.9 1588–ПЗ–ОИ4

Почвы. Сельское хозяйство. Оценка радиационного воздействия на агроэкосистемы.

4.10 1588–ПЗ–ОИ4

Ландшафты, растительный мир, животный мир.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Примечание

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

№ части

Обозначение

Наименование Население, демография.

1588–ПЗ–ОИ4

Оценка радиологического воздействия на население Беларуси. Оценка риска воздействия на здоровье населения загрязнений атмосферного воздуха от ТЭС на различных видах топлива, альтернативных АЭС. Оценка воздействия на окружающую среду альтернативных источников энергообеспечения. Предложения по организации системы мониторинга окружающей среды. Мероприятия по обеспечению экологической безопасности.

5.1 1588–ПЗ–ОИ4

5.2 1588–ПЗ–ОИ4

1588–ПЗ–ОИ4

Отчет об ОВОС.

8.1 1588–ПЗ–ОИ4

Описание АЭС.

8.2 1588–ПЗ–ОИ4

Текущее состояние окружающей среды. Оценка воздействия АЭС на окружающую среду. Заявление о возможном воздействии на окружающую среду АЭС. Оценка влияния чрезвычайных ситуаций техногенного характера в зоне наблюдения (30 км вокруг АЭС) на работу атомной электростанции. Ответы на замечания по результатам проведения общественных обсуждений, замечаний граждан, общественных объединений, организаций, сопредельных государств.

8.3 1588–ПЗ–ОИ4 9

Примечание

1588–ПЗ–ОИ4

10 1588–ПЗ–ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

11 1588–ПЗ–ОИ4

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Содержание Обозначение

Наименование 4 Проектные и запроектные аварии.

1588-ПЗ-ОИ4

С. 7

Радиоактивные выбросы. Трансграничный перенос 4.1 Введение

4.2 Классификация эксплуатационных

режимов 4.3 Эксплуатационные состояния и

аварийные условия на АЭС 4.4 Внешние события

4.5 Международная шкала ядерных событий

4.6 Определение рисков и анализы

4.7 Анализ выброса радиоактивных

продуктов деления при проектных и запроектных авариях 4.8 Проектные аварии

4.9 Запроектные аварии

4.10 Мероприятия по управлению тяжелыми

авариями 4.11 Моделирование распространения радио- 50 активного загрязнения 131I и 137Cs при Взам. инв. №

ЗА/МПА в различных метеорологи

Инв. № подл.

Подпись и дата

ческих условиях 4.12 Трансграничный перенос

4.13 Резюме

4.14 Список ссылочных нормативных

документов и литературы 4.15 Перечень принятых сокращений

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

В работе принимали участие От РУП “Белнипиэнергопром” Заместитель директора

В.В. Бобров

Главный инженер проекта

А.И. Стрелков

Заместитель главного инженера проекта

В.В. Турков

Ведущий инженер ОГИП

В.В. Юшкевич

Начальник ПТО

В.М. Сыропущинский

Начальник КНПОЭЭ

В.Н. Альшевский

Главный специалист ПТО

А.О. Катанаев

Главный технолог КНПОЭЭ

Л.А. Ивкина

Главный технолог КНПОЭЭ

Г.Н. Котельникова

От ГУ «РЦРКМ» О.М. Жукова

Начальник отдела АСППР

М.А. Подгайская

Вед. инженер отдела АСППР

Т.А. Кондратьева

Начальник РАО

В.Л. Самсонов

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Руководитель темы, к.т.н.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

4 ПРОЕКТНЫЕ И ЗАПРОЕКТНЫЕ АВАРИИ. РАДИОАКТИВНЫЕ ВЫБРОСЫ. ТРАНСГРАНИЧНЫЙ ПЕРЕНОС

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

4.1 Введение В настоящем разделе описаны потенциальные аварийные ситуации, которые могут возникнуть вследствие планируемой деятельности и привести к воздействию на окружающую среду. Оценка риска для оценки воздействия на окружающую среду (OBOC) и оценка риска, которая выполняется позже в отчете по анализу безопасности (ПООБ) АЭС отличаются. На данном этапе работ архитектурный проект АЭС еще не разработан, поэтому для OBOC, важно идентифицировать потенциальные аварийные ситуации, которые являются общими для различных типов электростанций и определить аварийные ситуации, которые оказывают ограниченное влияние на окружающую среду. Оценку риска, которая представлена в данном разделе отчета об ОВОС, нужно рассматривать как предварительную и не подменяющую необходимость более сложного и детального анализа риска, который должен быть основан на фактических проектных решениях. На более поздних стадиях, когда будет выбран тип реактора, в отчете по анализу безопасности будет описан детальный анализ риска, вытекающие последствия и профилактические/смягчающие меры. Как показывает опыт эксплуатации АЭС аварийные ситуации могут привести к выбросам или сбросам вредных веществ и вызвать сочетанные радиологические и нерадиологические или только нерадиологические последствия. Аварии с нерадиологическими последствиями, как правило, приводят к значительно более малым воздействиям. Большинство нерадиологических химических материалов на электростанции используется во вспомогательных процессах. Проекты емкостей хранения для химикатов и используемые технологии гарантируют безопасное использование и хранение химикатов и для окружающей среды и для персонала. Риск опасного для здоровья количества химикатов или масел, сбрасываемых в воду, атмосферу или почву, незначителен, поэтому в дальнейшем анализе будут рассмотрены последствия только радиологических аварий. Наибольший интерес представляют аварии, вызывающие радиологические последствия. Оценка риска, выполненная в этом отчете по OBOC, содержит следующие этапы: – определение исходных событий, проектных аварий (ПА), тяжелых (серьезных) аварий; – сортировка и выбор аварий, которые оказывают воздействие на окружающую среду; – определение характеристик выбросов и сбросов в окружающую среду в случае аварий; – моделирование дисперсии случайных выбросов и оценка облучения населения; – описание действий по защите населения в случае радиологической или ядерной аварии на объекте. Выбор исходных событий, проектных аварий (ПА) и тяжёлых аварий основан на Руководствах и Отчетах по безопасности МАГАТЭ, документации проектов российских АЭС серии ВВЭР – 1000.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

4.2 Классификация эксплуатационных режимов Эксплуатационные режимы и постулированные внутренние исходные события группируются в отдельные категории проектных состояний в зависимости от ожидаемой частоты возникновения за календарный год. Группирование основывается на следующих четырех категориях состояний: а) категория 1 - стационарные состояния и переходные процессы при нормальной эксплуатации.Стационарные режимы, режимы пуска и остановки: - работа на мощности; - пуск; - горячий резерв; - горячая остановка; - холодная остановка; - остановка на перегрузку топлива; - эксплуатация с отключенной петлей контура. Ожидаемые переходные режимы в процессе эксплуатации: - увеличение и уменьшение температуры с максимальной скоростью 55 0C/ч; - ступенчатое увеличение и уменьшение нагрузки (10 % нагрузки); - увеличение и уменьшение нагрузки со скоростью 5 % номинальной нагрузки в минуту (в диапазоне между 15 % и 100 % мощности); - переход к режиму работы с обеспечением собственных нужд от режима работы на полной мощности со сбросом пара; б) категория 2 - ожидаемые эксплуатационные события с частотой возникновения большей 10-2 событий в год: - непреднамеренное извлечение сборки регулирующих стержней кластерного типа при нахождении реактора в подкритичном состоянии; - непреднамеренное извлечение сборки регулирующих стержней кластерного типа при нахождении реактора в режиме работы на мощности; - несоосность сборки регулирующих стержней или падение сборки; - непреднамеренное разбавление борной кислотой или частичная потеря расхода теплоносителя активной зоны; - непредмеренное закрытие быстродействующего запорного отсечного клапана; - полная потеря нагрузки и/или остановка турбины; - потеря подачи основной питательной воды в парогенераторы; - неисправность системы основной питательной воды в перогенераторе; - полная потеря внешнего энергопитания (< 2 часов); - чрезмерное повышение нагрузки на турбину; - временной снижение давления в системе теплоносителя реактора; - полное открытие предохранительного клапана парогенератора или сброс давления во втором контуре реактора в результате единичного отказа; - ложный пуск аварийной системы впрыска; - неисправность системы контроля объема и химического состава теплоносителя; - очень малая потеря теплоносителя (например разрыв измерительного трубопровода малого диаметра); в) категория 3 - аварийные состояния с низкой частотой возникновения в диапазоне между 10-2 и 10-4 событий в год: - потеря реакторного теплоносителя (разрыв трубопровода малого диаметра); - разрыв трубопроводов малого диаметра второго контура; - вынужденное снижение расхода реакторного теплоносителя;

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

- неправильное расположение тепловыделяющей сборки в реакторе; - извлечение единичной сборки регулирующих стержней кластерного типа в режиме работы на мощности; - ложное функционирование предохранительного клапана компенсатора объема; - разрыв бака регулирования объема; - разрыв бака выдержки газообразных отходов; - повреждение бака жидких радиоактивных отходов; - разрыв трубы одного парогенератора без предыдущего йодного всплеска; - полная потеря внешнего энергоснабжения (продолжительность вплоть до 72 часов). г) категория 4 - проектные аварии с очень низкой частотой возникновения в диапазоне между 10-4 и 10-6 событий в год: - разрыв главного паропровода; - разрыв трубопровода основной питательной воды; - блокировка ротора главного циркуляционного насоса; - выведение любой единичной сборки регулирующих стержней кластерного типа; - потеря реакторного теплоносителя вплоть до и включая двухсторонний гильотинный разрыв трубопровода наибольшего диаметра системы теплоносителя реактора; - авария при обращении с ядерным топливом; - разрыв трубы одного парогенератора с предшествующим йодным всплеском. Оборудование, срок службы которого более 40 лет, проектируется исходя из приведенного ниже в таблице 4.1 количества циклов проектных условий категорий 1 и 2. Для других значений срока службы будет принята линейная зависимость числа событий от времени. Таблица 4.1 – Количество циклов проектных условий

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Режимы нормальной эксплуатации (категория 1) Останов реактора до холодного состояния и последующий пуск

230

Останов реактора после инициирующего события до горячего состояния и последующий пуск

1670

Снижение мощности с последующим приращением в диапазоне регулирования нагрузки (30 – 100 %)

16000

Изменения мощности не более чем на 5 % нагрузки

25000

Ожидаемые эксплуатационные события (категория 2) Останов турбины

530

Останов реактора

300

Частоты и критерии приемлемости для нормальной эксплуатации, условий инцидента и аварийных условий, предъявляемые EUR к эксплуатирующимся и проектируемым АЭС, которые будут учитываться при разработке проекта АЭС приведены в таблице 4.2

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Таблица 4.2 - Частоты и критерии приемлемости для нормальной эксплуатации, условий Инцидента* и аварийных условий Проектная категория 1

Определение

Частота исходного события (в год)

Нормальная Эксплуатация

Инциденты

f>10-2

Аварии (малой частоты)

10-2>f>10-4

Аварии (очень малой частоты)

10-4 >f>10-6

Критерии приемлемости Радиоактивные Параметры АЭС выбросы -Технологические параметры в диапазоне технических условий, соответствующих Нормальной Эксплуатации -Технологические параметры в пределах соответствующих критериев приемлемости -Критерии приемлемости для категории 3(1) -Ограниченное повреждение топлива -Может быть необходима остановка для Инспекции -Критерии приемлемости для категории 4(1) -Сохранилась геометрия активной зоны, способная к охлаждению -Повторный пуск АЭС может быть невозможен

Таблица 1

Таблица 1 Приложение В (2)

Приложение В (2)

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

4.3 Эксплуатационные состояния и аварийные условия на АЭС Проект АЭС это весь набор пределов и условий безопасной эксплуатации, для которых АЭС спроектирована и для которых повреждение топлива и выбросы радиоактивных материалов ограничены допустимыми пределами. В проекте рассматриваются многие непреднамеренные события, включая человеческие ошибки и отказы оборудования, последствия которых или потенциальные последствия которых не игнорируются в определениях безопасности. Согласно вероятности возникновения и потенциальных последствий, случай может быть классифицирован как ожидаемое эксплуатационное событие (его также называют переходным процессом), проектная авария, запроектная или тяжелая авария. Нормальная эксплуатация - эксплуатация АЭС в определенных проектом пределах и условиях. Это включает пуск, эксплуатацию на мощности, заглушение, останов, обслуживание, испытание и перезагрузку. Ожидаемое эксплуатационное событие (AOO), это отклонение от нормальной эксплуатации, которое, как ожидается, произойдет по крайней мере один раз за все время эксплуатационной жизни АЭС, но которое, ввиду соответствующих условий проекта, не вызывает существенного повреждения элементов, важных для безопасности, и не приводит к аварийным условиям. AOO не классифицируется как авария; это эксплуатационное состояние АЭС, которое состоит из нормальной эксплуатации и AOO. Примеры ожидаемых эксплуатационных состояний - потеря нормального электропитания и ошибки, такие как отключение турбины, неисправности элементов нормально работающей установки, отказы функции элементов контрольноизмерительных приборов и потери управления главного охлаждающего насоса. Атомные электростанции проектируются так, чтобы противостоять таким AOO, в ре-

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Взам. инв. № Инв. № подл.

Подпись и дата

зультате которых радиоактивные выбросы в окружающую среду редко превышают пределы, установленные для нормальной эксплуатации. Ограничение дозы ежегодного облучения населения во время нормальной эксплуатации АЭС, с учетом AOO, не должно превышать 0,1 мЗв/год. Проектная авария (ПА) это аварийные условия, на которые разработана установка, согласно установленным проектным критериям, и для которых повреждение топлива и выбросы радиоактивных материалов будут ограничены в установленных пределах. В случае ПА системы безопасности и контайнмент АЭС ограничат количество выбросов радиоактивных материалов в окружающую среду до такого уровня, при котором загрязнение поверхности земли и продовольственных продуктов будут ниже пределов, установленных ТНПА. Максимальная радиационная доза для населения, в случае проектной аварии, не должна превышать 5 мЗв/год. Примеры типичных проектных аварий - потеря контроля за реактивностью, аварии при обращении с топливом, авария с потерей теплоносителя (LOCA), и т.д Аварии, происходящие вне проекта АЭС, называют запроектными авариями (ЗА). Такие аварии могут приводить или не приводить к разрушению активной зоны (но приводят к значительным повреждениям). Примеры ЗА – полная потеря мощности, полная потеря питательной воды, LOCA, вместе с полной потерей основной аварийной системы охлаждения, и т.д. Аварийные события, включающие значительную деградацию активной зоны, называют тяжёлыми авариями (ТА). Частота ТА – меньше чем одна авария в 1 00000 реакторов лет (Серия отчетов по безопасности МАГАТЭ. № 23). В случае ТА большая часть топлива в реакторе повреждена, и большое количество радиоактивного материала выброшено в контайнмент, который предотвращает большой выброс в окружающую среду. Предел выброса в результате тяжёлой аварии не должен вызвать острых воздействий на здоровье населения около АЭС, и при этом не должны вводиться долгосрочные ограничения на использование обширных территорий земли или воды. Многие из запроектированных условий радиационной защиты населения при нормальной эксплуатации также способствуют радиационной защите и в условиях аварии. Предусмотренные специальные меры защиты населения во время аварий, относятся к: – обеспечивающим изоляцию контайнмента, чтобы прекратить выбросы; – уменьшающим выбросы активности. Первое требование для защиты населения - это гарантия того, что выбросы прекращены. Изоляция контайнмента обеспечивает разнообразные способы, включая изоляцию, основанную на измерениях активности в воздухе корпуса реактора . Второе требование должно гарантировать, что там, где выбросы имеют место, они уменьшены соответствующей фильтрацией и, что летучесть радионуклидов (в частности йода) уменьшена. Табл. 4.3 представляет вероятностное распределение возникновения происшествий.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Таблица 4.3 - Распределения возникновения происшествий, полученные из (Серии отчетов по безопасности МАГАТЭ, No. 23) Происшествие (1/реакторгод) 10-2 – 1 (Ожидаемый в течении срока службы)

10-4 – 10-2 (Событие более частое, чем 1 % в течение периода эксплуатации станции) 10-6 – 10-4 (Событие более частое, чем 1 % в течение периода эксплуатации станции) < 10-6 (очень маловероятное событие)

Особенности Ожидаемое AOO

Возможное

ПА

Терминология

Категории примелимости Ожидаемые переходные Без повреждения процессы, переходные топлива процессы, частые ошибки, инциденты умеренной частоты, отклонение от условий эксплуатации, ненормальные (аварийные) условия эксплуатации Нечастые инциденты, Нет радиологиченечастые ошибки, ского воздействия ограниченные ошибки, вообще или нет аварийные условия радиологического воздействия вне зоны строгого режима

Вряд ли ЗА возможно

Нарушенные условия

Радиологические последствия вне зоны строгого режима в допустимых пределах

Удаленный ТА (бесконечно сть)

Нарушенные условия

Необходимы чрезвычайные меры

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

4.4 Внешние события Во время процесса оценки площадки определен риск, связанный с внешними событиями, которые нужно рассмотреть в проекте АЭС. Эти внешние события сгруппированы во внешние природные события и внешние события, вызванные человеком. Природные события, которые обычно рассматривают в проекте АЭС, следующие: – землетрясение; – внешнее наводнение; – критические температуры; – чрезвычайные ветры и вихри; – дождь, снег, оледенение; – засуха; – молния; – природный пожар. Внешние события, вызванные человеком, обычно рассматривают: – крушение самолета;

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

– опасности от расположенных рядом установок, транспортная деятельность (ракеты, газовое облако, взрывная волна и т.д.); – электромагнитное вмешательство; – саботаж, террористическое нападение; – оседание почвы; – внешний пожар; – блокировка или повреждение структур потребления, систем подачи водяного охлаждения.

Международная шкала ядерных событий (МАГАТЭ и OECD/NEA, 2001) была создана для того, чтобы упростить возможность быстрого взаимодействия со СМИ и общественностью относительно определения значения событий для безопасности на всех типах ядерных установок, связанных с гражданской ядерной промышленностью, включая события, с использованием радиоактивных источников и транспортировки радиоактивных материалов. Представляя события в соответствующем виде, INES облегчает общее понимание инцидентов и аварий на АЭС (таблицу 4.3). Сообщается о событиях оцененных уровнем 2 или выше, а так же о событиях, привлекших международный общественный интерес. События, имеющие ядерное или радиологическое воздействие, классифицируются по шкале INES, которая разделена на восемь уровней. Промышленные события, которые не включают ядерные или радиологические воздействия, определяются «вне шкалы». Примером события «вне шкалы» является пожар, если это не повлекло радиологической опасности и не затронуло уровни безопасности. Ожидаемые эксплуатационные события относятся к уровню INES 0. Из пяти уровней, которые были отобраны по воздействию вне площадки, самым тяжёлым является уровень INES 7. Такой инцидент повлек бы большой выброс ядерных материалов активной зоны АЭС. Наименее низкий, уровень INES 3, включает дозу эквивалентную приблизительно одной десятой годового предела дозы для населения. Ниже уровня INES 3 рассматриваются события с воздействием внутри площадки и воздействием на защиту в глубину. При событиях уровня INES 1 (отклонение) до уровня INES 3 (серьезное событие) действия гражданской защиты не требуются. Авария без существенного риска вне площадки классифицируется как уровень INES 4. Эти уровни определены полученной дозой для критической группы. Последствия аварий, оцененных уровнем INES 5 – это ограниченные выбросы, которые, вероятно, привели бы к частичному введению аварийных планов, чтобы уменьшить вероятность влияния на здоровье. Уровни INES 6-7 классифицированы как аварии, при которых действия гражданской защиты необходимы, в порядке увеличивающейся важности. Эти последние уровни определены в пределах величины выбросов, радиологически эквивалентных заданной величине в террабеккерелях радиоизотопа йода-131. Подавляющее большинство событий, о которых сообщают действующие во всем мире АЭС, оценено ниже уровня INES 3.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

4.5 Международная шкала ядерных событий (INES)

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Уровень / признак Природа событий INES 0 Ожидаемые со- Отклонения от нормальных эксплуатационных режимов могут быть бытия классифицированы как INES уровня 0, где эксплуатационные пределы и условия не превышены и должным образом управляются в соответствии с адекватными процедурами. Примеры включают: случайный единичный отказ в резервной системе, обнаруженный во время периодических осмотров или испытаний, плановом останове реактора и незначительное распространение загрязнения врутри контролируемого объема, без больших последствий для культуры безопасности. INES 1 Отклонение Аномальное отклонение от разрешенного режима, но при остающейся существенной защите в глубину. Это может произойти из-за отказа оборудования, человеческой ошибки или процедурных несоответствий и может произойти в областях, в пределах шкалы, таких как эксплуатация установки, транспортировка радиоактивных материалов, обращение с топливом и хранение радиоактивных отходов. Примеры включают: нарушение технологического регламента или правил транспортировки и несущественные дефекты трубопроводов сверх ожидаемых программой обслуживания. INES 2 Инцидент Включает инциденты с существенным отказом мер по обеспечению безопасности, но с остающейся достаточной защитой в глубину, чтобы противостоять дополнительным отказам. События, приводящие к превышению установленного законом предела годовой дозы работника и/или случай, который приводит к наличию существенных количеств радиоации в областях, не предусмотренных проектом, и который требует выполнения корректирующего действия. INES 3 Серьезный ин- Выброс радиоактивности, который приводит к порядку одной десяцидент той доли предельной годовой дозы мЗв облучения критической группы населения. При таком выбросе могут быть необходимы меры по защите за пределами площадки. События на площадке, приводящие к такой дозе облучения работников, которая взывает острые заболевания и/или приводит к значительному распространению загрязнения. Или если дальнейший отказ систем безопасности мог привести к условиям аварии. Такой инцидент был на АЭС Пакш в Венгрии в 2003 году. Во время планового ремонта топливные сборки были опущены на дно глубокого водяного бассейна в отдельном оборудовании очистки. Из-за ошибки в проекте оборудования, была нарушена система циркуляционного охлаждения и топливные сборки были перегреты. Это стало причиной выброса радиоактивных благородных газов и небольшого количества йода в реакторный зал. Выброс вне площадки был малым; уровни радиации на площадке или в ближайших окрестностях не превышали нормальных уровней фона. Люди не были травмированы, радиационная доза персонала была максимум 10 % от годового предела дозы.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Таблица 4.3 - Международная шкала ядерных событий (INES) (IAEA and OECD/NEA, 2001).

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Взам. инв. № Подпись и дата Инв. № подл.

Продолжение таблицы 4.3 Уровень / признак Природа событий INES 4 Выброс радиации, приводящий к дозе облучения критической группы Авария без населения порядка нескольких mSv. Необходимость защитных значительного риска действий вне площадки маловероятна. На площадке, существенное за пределами повреждение установок. В результате аварии облучаются один или площадки более работников, переоблучение может приводить к высокой вероятности смерти. Примером такого события была авария, связанная с надкритичностью, которая произошла в Японии на заводе ядерного топлива в Токкамуре в 1999 году. Три рабочих были переоблучены, два из которых умерли позже из-за полученных доз. Завод был расположен в черте города, который был впоследствии эвакуирован и жителям, кроме того, посоветовали защитить себя самим. Тонкие стены здания и контейнера для урана не защитили окружающую среду от радиации. Максимальная доза для человека вне штата была 16 мЗв. INES 5 Выброс радиоактивных материалов (в количествах, раАвария с риском за диологически эквивалентных от ста до тысяч терабеккерелей йодапределами площадки 131). Такой выброс, может приводить к частичному введению контрмер, предусмотренных аварийными планами, чтобы уменьшить вероятность влияния на здоровье. События на площадке приводят к серьезному повреждению установок. Эта авария может вовлечь большую часть активной зоны, крупную аварию связанную с надкритичностью или большой пожар или мощный взрыв с выбросом больших количеств радиоактивности в пределах в установок. Авария в 1979 году на АЭС Три Майл Айлэнд в США была событием 5-го уровня по шкале INES. Авария началась из-за течи в системе реактора. Аварийное охлаждение реактора автоматически включилось, но было некорректно прервано оператором. Это стало причиной перегрева и частичного расплавления активной зоны. Несмотря на серьезное повреждение активной зоны, корпус реактора, несущий давление, и контаймет предотвратили выброс оставшись неповрежденными. Воздействия на окружающую среду были малыми. INES 6 Тяжёлая авария Выброс радиоактивных материалов (в количествах, эквивалентных десяткам тысяч терабеккерелей йода-131). Такой выброс, с большой вероятностью заканчивается введением контрмер, предусмотренных местными аварийными планами, чтобы ограничить серьезные влияния на здоровье. Только одна авария уровня INES 6 когда-либо происходила. Это было в Советском Союзе (теперь Россия) в 1957 году на перерабатывающем заводе около города Кыштым. Был взорван резервуар, содержащий высоко радиоактивные жидкие отходы, с выбросом радиоактивного материала. Воздействия на здоровье были ограничены контрмерами, такими как эвакуация населения. INES 7 Крупная авария Выброс больших фракций радиоактивного материала в большой установке (например в активной зоне ядерного реактора). Это, как правило, включало бы в себя смесь коротко-и долгоживущих радиоактивных продуктов расщепления (в количествах, радиологически эквивалентных более чем десяткам тысяч терабекерелей йода-131). Такой выброс привел бы к возможности острых воздействий на здоровье и затяжному воздействию на здоровье на больших территориях, возможно затрагивая более чем одну страну и долгосрочные экологические последствия.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Окончание таблицы 4.3 Уровень / признак

Природа событий Только один случай уровня INES 7 произошел -это авария 1986 года на Чернобыльской атомной электростанции в Советском Союзе (на территории нынешней Украины ). Реактор был разрушен взрывом, сопровождаемым загоранием графита, который используется как замедлитель в конструкции реактора. Это вызвало большой выброс радиоактивных материалов в окружающую среду. Несколько рабочих электростанции и людей, принимающих участие в ликвидации, умерли от ран в результате аварии или непосредственно от вызванных радиацией эффектов на здоровье. Область зоны отчуждения 30 км была введена вокруг реактора и, приблизительно, 135 000 человек были эвакуированы.

Очень большое количество индивидуальных сценариев аварий на АЭС может быть получено из комбинаций категорий событий, эксплуатационных состояний станций, применяемых приемлемых критериев и т.д. 4.6 Определение рисков и анализы В отчете по оценке влияния на окружающую среду Новой атомной электростанции в Литве от 27 августа 2008 года представлена информация по анализу рисков при эксплуатации АЭС. В нем приведена классификация рисков по возможным последствиям (шесть категорий) и в таблице 4.4 – 4.10 приведен анализ риска потенциальных аварий, следующих из планируемой экономической деятельности. Требования для классификации последствий потенциальной аварии (для жизни, окружающей среды и собственности), скорость развития аварии и вероятность возникновения аварии объяснены ниже.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Таблица 4.4 - Классификация последствий для жизни и здоровья (L) Классс Описание 1 Не важное Временный легкий дискомфорт. 2 Ограниченное Несколько травм, долговременный дискомфорт. 3 Серьезное Несколько тяжелых травм, очень серьезный дискомфорт. Несколько (больше 5) смертей, несколько десятков 4 Очень серьезное тяжелых травм, до 500 эвакуированных лиц 5 Катастрофическое Несколько смертей, несколько сотен тяжелых травм, более 500 эвакуированных лиц Таблица 4.5 - Классификация последствий для окружающей среды (E) Класс Описание 1 Не важное Загрязнения нет, локальные воздействия 2 Ограниченное Незначительное загрязнение, локальные воздействия 3 Серьезное Незначительное загрязнение, распространенные воздействия 4 Очень серьезное Сильное загрязнение, локальные воздействия 5 Катастрофическое Очень сильное загрязнение, распространенные воздействия

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Таблица 4.6 - Классификация последствий для собственности (P) Класс Сумма ущерба, тыс. $ США 1 Не важное <25 2 Ограниченное 25–50 3 Серьезное 50–250 4 Очень серьезное 250–1000 5 Катастрофическое >1000 Таблица 4.7 - Классификация по скорости развития (S) Класс Описание 1 Раннее и ясное предупре- Локальные воздействия, ущерба нет ждение 2 Среднее Небольшое распространение, небольшой ущерб 3 Предупреждения нет Скрытое до тех пор, пока воздействия полностью развились, незамедлительный эффект (взрыв) Таблица 4.8 - Классификация по вероятности возникновения (Pb) Класс Частота (грубая оценка 1 Невероятное Реже чем 1 раз в 1000 лет 2 Почти невероятное 1 раз в 100 – 1000 лет 3 Довольно вероятное 1 раз в 10 – 100 лет 4 Вероятное 1 раз в 1 – 10 лет 5 Очень вероятное Чаще чем 1 раз в год

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Таблица 4.9 - Приоритет последствий (Pr) Описание последствий A Не важное B Ограниченное C Серьезное D Очень серьезное E Катастрофическое

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Изм. Кол.уч Лист №док.

Таблица 4.10 - Анализ риска потенциальных аварий, следующих из планируемой экономической деятельности Объект

Опасность

Характер опасности

АЭС

Производство электроэнергии; хранение ядерного топлива (ОЯТ) и хранение радиоактивных отходов

Влияние на конструкции

Внешние естественные события (Проектная авария)

АЭС

Производство электроэнергии; ОЯТ и хранилища радиоактивных отходов

Влияние на конструкции

Человек вызвал внешние события (Проектная авария)

Подп.

Операция

Подвергаемый опасности объект Собственность

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Собственность

Серъезность L -

E -

H 1

S 1

Уровень риска Pb Pr 5 A

Последствие Нагрузки и воздействия на эксплуатацию АЭС из-за землетрясения, наводнения, критической температуры, ветров и вихрей, дождя, снега, молнии и т.д.

Нагрузки и воздействия на эксплуатацию АЭС из-за взрывной волны и ракеты; внешнего пожара и т.п.; электромагнитного вмешательства и т.д.

Меры предосторожности Комбинации нагрузок для внешних естественных событий рассматривают в проекте АЭС и строительстве, системы безопасности спроектированы длязащиты от этих внешних естественных нагрузок и воздействий Внешние события, вызванные человеком, рассматриваются в проекте АЭС. Используются соответствующие стандарты проекта и материалы.

Замечания

Лист

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Изм. Кол.уч Лист №док.

Продолжение таблицы 4.10 Объект

Операция

Опасность

Характер опасности

Подп.

Авиакатастрофа, террористическая атака (Запроектная авария)

Подвергаемый опасности объект Эксплуатационный персонал, население, собственность

Дата

АЭС

Производство электроэнергии

Радиационное облучение

Потеря контроля зареактивностью (Проектная авария)

Эксплуатационный персонал, население, собственность

Серъезность L 3

E 2

H 2

S 3

Уровень риска Pb Pr 1 С

Последствие

1588-ПЗ-ОИ4

Этот экстремальный случай может стать причиной разрушения конструкций АЭС и выброс радиоактивности возможен. Потеря контроля за реактивностью может привести к значительному росту температуры топлива и к повреждению барьеров удерживающих радиоактивные выбросы. Высокие радиационные поля от прямого нейтронного и гамма излучения, приведут к высокому радиационному облучению персонала; облучению населения из-за выбросов. Перерыв в эксплуатации

Меры предосторожности Ожидается, что АЭС целостностью структур продемонстрирует способность противостоять крушению самолета и другихтеррористических угроз. Предусмотреть защитные физические меры. Системы управления реактивностьюс проектированы с требуемыми пределами по количеству и степени увеличения реактивности, чтобы гарантировать, что аварийные эффекты реактивности не смогут привести к повреждению границ давления контура теплоносителя реактора, ни нарушить активную зону, ее структуры, или другие внутрикорпусные устройства и корпус давления, чтобы значительно снизить способность охлаждения активной зоны

Лист

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Изм. Кол.уч Лист №док.

Продолжение таблицы 4.10

Подп.

Объект

Операция

Опасность

Характер опасности

АЭС

Перевозка топлива

Радиационное облучение

Авария приобращении с топливом (Проектная авария)

Подвергаемый опасности объект Эксплуатационный персонал

Серъезность

Последствие

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Авария может произойти в результате отказа топливной сборки, механизма подъема, приводящего к падению поднятой топливной сборки в активную зону реактора или в ОЯТ бассейна выдержки. Радиационное облучение персонала. Перерыв в эксплуатации.

L 1

E 1

H -

S 1

Уровень риска Pb Pr 3 A

Меры предосторожности

Замечания

В случае такой аварии, согласно рабочим процедурам система вентиляции должна быть отключена и зона обращения с топливом реакторного здания и здание с топливом изолированы. В зависимости от конфигурации АЭС контайнмент также обеспечит безопас-ный барьер в большинстве случаев.

События во время обращения со свежим топливом как правило оцениваются INES уровнем 0, если не было риска повреждения отработанных топливных сборок. Суммарное количество радиоактивности одной облученной топлив-ной сборки (FA) намного ниже ее количества в бассейне отработавшего топлива или активной зоне. До тех пор пока охлаждение отработавших FA гарантировано, это обеспечивает важный безопасный слой целостности топливной матрицы до тех пор, пока она не была перегрета.

Лист

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Изм. Кол.уч Лист №док.

Продолжение таблицы 4.10 Объект

Операция

Опасность

Характер опасности

Подвергаемый опасности объект

Серъезность

Последствие L

Уровень риска Pb Pr

Меры предосторожности

Подп. Дата

1588-ПЗ-ОИ4

АЭС

ОЯТ хранилища

Радиационное облучение

Отказ (ОЯТ) хранилище ядерного топлива системы охлаждения бассейна выдержки (Проектная авария)

Эксплуатационный персонал, собственность

Отвод температуры от отработавшего топлива может быть нарушен и возможны повреждения топливных оболочек. Выбросы в воду и в пространство хранилища отработавшего топлива и зала бассейна выдержки

Из-за большого водного объема и относительно низкой температуры распада, обычно имеется много времени для выполнения корректирующих действий, по восстановлению топливного охлаждения бассейна. К тому же утечка из бассейна ограничена проектом.

Замечания События, которые не затрагивают охлаждение отработавших ТВС, приводят только к незначительному выбросу или к его отсут-ствию, как правило, классифицируются INES уровнем 0. Уровень 2 может быть установлен для событий с повреждением целостности топливной оболочки в результате существенного разогрева топливного элемента. Незначительные утечки из бассейнов хранилища обычно оцениваются INES уровнем 0. Эксплуатация с нарушением пределов и условий или с существенным увеличением температуры или пониженным уровнем охлаждающей воды в бассейне выдержки оценена INES уровнем 1. Начало оголения топливной сборки является признаком INES уровня 2

Лист

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Изм. Кол.уч Лист №док.

Продолжение таблицы 4.10 Объект АЭС

Подп.

АЭС

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

АЭС

Операция

Опасность

Производство электроэне ргии, ОЯТ и хранилищ радио активных отходов Обслуживание/дезактивация

Пожар

Производство троэнергии

Радиационное облучение

элек-

Химичес-кая опасность

Продолжение таблицы 4.10

Характер опасности Внутренний пожар (Проектная авария) Химическая авария

Потеря теплоносителя внутри контайнмента (Проектная авария)

Подвергаемый опасности объект Собственность

Эксплуатационный персонал

Эксплуатационный персонал, население, собственность

Серъезность L -

E -

H 1

S 3

Уровень риска Pb Pr 4 A

Последствие Воспламенение горючих материалов. Перерыв в эксплуатации Распространение вредных или потенциально вредных химикатов.

Разрыв трубопровода внутри контайнмента приводит к потере теплоносителя системы отвода тепла отреактора. Охлаждающаяся способность активной зоны уменньшена. Значительное количество топливных

Меры предосторожности Соответствующая противопожарная техника и меры по подавлению огня Проект, устройство и эксплуатация оборудования раз грузки, хранение и транспортные трубопроводы. Аварийная сигнализация и надзорные процедуры гарантируют, что бесконтрольные или необнаруженные утечки не могут иметь места. Трубопроводы для ядерных объектов имеют высокое качество изготовления спроектированы по строительным нормами стандартам промышленности и для сейсмических условий и для условий окружающей среды. Также проект

Лист

Инв. № подл.

Подпись и дата

Изм. Кол.уч Лист №док.

Объект

Операция

Взам. инв. №

Опасность

Характер опасности

Подвергаемый опасности объект

Серъезность

Последствие L

Уровень риска Pb Pr

Подп.

оболочек может быть повреждено. Выбросы во внутрь контайнмента Производство электроэнергии

Радиационное облучение

Главные паропроводы, питательные трубоп-роводы Разрушениеснаружи контайнмента (Проектная авария)

Эксплуатационный нал, собственность

АЭС

Производство электроэнергии

Радиационное облучение

Повреждение активной зоны Запроектнаяавария)

Эксплуатационныйперсонал, население, собственность

Дата

АЭС

1588-ПЗ-ОИ4

Продолжение таблицы 4.10

персо-

Разрыв паропровода или трубопровода питательной воды вне контайнмента. Активность из разорванного трубопровода выброшена непосредственно в окружающую среду. Повреждения топлива не происходит. Большой выброс во внутрь контайнмента. Изоляция контайнмента предотвращает или смягчает выбросы.

Меры предосторожности контайнмента гарантирует свою целостность и не превышение проектного предела выбросов в случае этой аварии Трубопроводы для ядерных объектов имеют высокое качество изготовления спроектированы по строительным нормам и стандартам промышленности и для сейсмических условий и для условий окружаю щей среды. Многочисленные системы безопасности, чтобы предотвратить повреждение активной зоны. Контайнмент гарантирует, что большого выброса в окружающую среду не будет.

Лист

Инв. № подл.

Изм. Кол.уч Лист №док.

Объект

Подпись и дата

Операция

Взам. инв. №

Опасность

Характер опасности

АЭС

Подп.

Производство электроэнергии

Радиационное облучение

Повреждение контайнмента (Тяжёлая авария)

Подвергаемый опасности объект Эксплуатационный персонал, население, собственность

Последствие Большой выброс продуктов деления в окружающую среду.

Серъезность

Уровень

риска L E H S Pb Pr 5 5 5 1 1 E

Меры

Замечания

предосторожности

Дата

Многократные сисемы безопасности, для предотвращения отказа контайнмента. Основная цель это предотвратить, по мере возможности в максимальной степени, все тяжёлые аварии, которые могли бы вызвать ранний отказ первичного контайнмента.

Более вероятные серьезные последовательности аварий не приводят к отказу контайнмента в течение 72 часов. Низкая частота аварийных последовательностей тяжёлой аварии не приводит к отказу контайнмента менее чем через 24 часа.

1588-ПЗ-ОИ4 Лист

4.7 Анализ выброса радиоактивных продуктов деления при проектных и запроектных авариях. 4.7.1 Общие положения В рамках обоснования безопасности рассматриваются следующие категории исходных событий:  проектные аварии;  запроектные аварии. 4.7.2 Начальные и граничные условия 4.7.2.1 Накопление радионуклидов в реакторной установке и условия их выхода из первого контура

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Основные положения, учитываемые при расчете выхода радионуклидов из активной зоны в аварийных режимах, приведены ниже: – активность теплоносителя в первом контуре берется с учетом спайк-процесса при пределе безопасной эксплуатации по числу негерметичных твэлов в активной зоне; – величина активности продуктов деления от поврежденного топлива должна быть основана на консервативном моделировании; С учетом перечисленных выше положений накопление продуктов деления под оболочкой твэлов рассчитывалось по программе RELWWER при условии максимального выгорания, а температуры оболочки и топлива из условия максимального энерговыделения в момент аварии. В таблице 4.11 даны для основных радионуклидов, определяющих дозу облучения населения при аварии, значения активности под оболочкой герметичных твэлов, в топливе и в теплоносителе при спайк-процессе. Таблица 4.11 Активность радионуклидов, определяющих дозу облучения населения при аварии, в активной зоне и в первом контуре при пределе безопасной эксплуатации по числу негерметичных твэлов Активность в Активность в Под оболочтеплоноситетеплоноситеками герме- В топливе, Бк Радионуклид ле первого ле первого тичных твэконтура, Бк/кг контура со лов, Бк спайком, Бк/кг Kr-85m 1,2E+07 6,2E+07 4,2E+14 8,3E+17 Kr-87 1,8E+07 1,9E+08 6,2E+14 2,4E+18 Kr-88 3,7E+07 2,4E+08 1,2E+15 3,1E+18 Xe-133 2,9E+07 8,4E+07 2,4E+16 6,9E+18 Xe-135 1,4E+07 4,6E+07 6,7E+14 8,7E+17 Xe-138 8,6E+06 2,3E+08 7,1E+14 5,9E+18 I-131 8,5E+06 1,6Е+08 9,5E+15 2,8E+18 I-132 2,3E+07 4,2Е+08 8,6E+15 3,8E+18

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Продолжение таблицы 4.11 Активность в теплоноситеРадионуклид ле первого контура, Бк/кг

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

I-133 I-134 I-135 Cs-134 Cs-137

2,4E+07 1,6E+07 2,0E+07 8,1E+06 1,3E+07

Активность в теплоносителе первого контура со спайком, Бк/кг 3,4Е+08 3,2Е+08 2,6Е+08 8,7Е+06 1,4E+07

Под оболочками герметичных твэлов, Бк 7,8E+15 2,6E+15 3,2E+15 1,3E+16 2,1E+15

В топливе, Бк

6,9E+18 7,2E+18 5,9E+18 1,5E+18 2,9E+17

При расчете выхода продуктов деления в теплоноситель при разгерметизации оболочек твэлов принимались следующие условия: – ИРГ и йод выходят полностью при разгерметизации оболочек твэлов; – при разгерметизации твэлов цезий выходит в количестве 30 % от накопленного под оболочками твэлов. При расчете выхода продуктов деления из первого контура принимались следующие условия: – при неорганизованной протечке теплоносителя первого контура в контайнмент, а также во время аварий с течами теплоносителя первого и второго контура в контайнмент все продукты деления, накопленные в теплоносителе и вышедшие из-под оболочек твэлов, полностью переходят в атмосферу контайнмента. При этом цезий выходит в виде аэрозолей, ИРГ ведут себя как инертные газы, а йод может выходить в трех формах (молекулярной, органической и аэрозольной). – в авариях с большими и средними течами теплоносителя первого контура принималось, что все радионуклиды, которые находятся в теплоносителе и выходят из активной зоны, полностью выходят в контейнмент в момент начала аварии. – во всех остальных режимах выход продуктов деления из первого контура определяется величиной течи теплоносителя и неорганизованной протечки и их длительностью. Величина неорганизованной протечки в анализах радиационных последствий всех аварий принималась равной 200 кг/ч. Длительность течи теплоносителя и неорганизованной протечки определяется временем расхолаживания реактора. Время расхолаживания реактора (время до снижения давления в первом контуре до атмосферного) после аварийного останова принимается равным 10 часов. – выход продуктов деления из первого контура во второй при разрыве трубчатки или коллектора парогенератора определяется величиной течи и рассчитывается для конкретного сценария аварии. – выход продуктов деления из первого контура во второй (без дополнительных разрывов трубчатки или коллектора парогенератора) определяется величиной неорганизованной протечки из первого контура во второй и ее длительностью. Величина неорганизованной протечки из первого контура во второй принимается равной 5 кг/ч. – величина 5 кг/ч является пределом безопасности по протечкам теплоносителя первого контура во второй по отдельным п/г при соблюдении конкретных требований по активности продувочной воды всех парогенераторов. При достижении величины протечки более 5 кг/ч или превышения пределов по активности продувочной воды парогенераторов блок должен быть остановлен. – длительность неорганизованной протечки определяется временем расхолаживания реактора. Длительность выброса радионуклидов в окружающую среду опреде-

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

ляется в зависимости от режима временем расхолаживания реактора или временем работы паросбросных устройств. Выброс ПД через паросбросные устройства при авариях без дополнительной разгерметизации первого контура по второму контуру не учитывался.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

4.7.2.2 Физико-химические формы иода в контайнменте при авариях При неорганизованной протечке теплоносителя первого контура в контайнмент все продукты деления из истекающего теплоносителя полностью переходят в атмосферу контайнмента, откуда вентсистемой через систему фильтров выбрасываются в венттрубу. Условия в контайнменте для этих режимов соответствуют условиям нормальной эксплуатации. Как показал опыт эксплуатации АЭС с ВВЭР, в вентиляционной трубе средняя удельная активность I-131 составляла 3,6 Бк/м3 (3, 4 блоки Нововоронежской АЭС), в том числе: – 1,0 Бк/м3 – аэрозольный йод; – 1,5 Бк/м3 - молекулярный йод; – 1,1 Бк/м3 - органический йод. Исходя из этого, а также учитывая тот факт, что условия в контайнменте в режимах без течи теплоносителя первого и второго контуров и работающей вентсистеме не отличаются от нормальной работы, принято, что в этих режимах в атмосферу контайнмента изотопы йода выходят в виде молекулярной формы (40 %), органической формы (30 %) и аэрозолей (30 %). В авариях с течами теплоносителя первого и второго контуров распределение йода по физико-химическим свойствам зависит от условий протекания аварии. В активной зоне реактора ВВЭР-1000 за трехлетнюю кампанию может накопиться до 150 г-атомов йода (около 20 кг). Из них на изотоп I-131 приходится около 5,5 г-моль или около 4 %. Выходя из активной зоны и из теплоносителя при аварии, йод может образовывать различные соединения, как с другими радионуклидами, так и с различными химическими соединениями в теплоносителе, на поверхностях и в газовой фазе. Кроме этого возможно образование аэрозольной формы йода в результате различных процессов: конденсации йода или его соединений, осаждения на уже существующие аэрозоли и растворения в каплях мелкодисперсной влаги. До аварии на Three Mile Islands было принято считать, что основной формой йода во время аварий должен быть молекулярный йод. Однако анализ последствий этой аварии показал, что такой подход излишне консервативный. Поэтому в настоящее время принято считать, что в авариях с повреждением активной зоны йод выходит в систему локализации в виде соединения CsI в форме аэрозолей. На первой стадии аварии аэрозоли достаточно быстро (особенно при влажной атмосфере или при работе спринклерной системы) выводятся из атмосферы. При этом основная масса йода попадает в приямок (или аварийный бассейн). Здесь в результате различных химических реакций с примесями воды и продуктами радиолиза воды йод может вступать в различные соединения, которые будут более или менее летучими. Летучие соединения йода будут выходить из воды в газовый объем контайнмента и таким образом формировать долговременный выброс из контайнмента в окружающую среду. В зависимости от параметров воды в приямке – температуры, pH, окислительно-восстановительного потенциала, мощности дозы -излучения и примесей – доля образующихся летучих форм йода будет различной. Соответственно этому и выброс йода в окружающую среду на поздней стадии аварии будет различным. Поэтому при расчете выброса продуктов деления из контайнмента принимались следующие рекомендации, которые обеспечивают консервативный подход.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Взам. инв. № Подпись и дата Инв. № подл.

Во влажной атмосфере, которая возникает в контайнменте при выбросе в атмосферу контайнмента горячего теплоносителя, и при работе спринклерной системы аэрозоли выводятся из атмосферы контайнмента быстрее, чем остальные формы йода. Кроме этого эффективность фильтров по аэрозолям намного выше, чем по другим формам йода. Поэтому, а также учитывая, что молекулярный и органический йоды могут выходить в газовую фазу в результате реакций в воде приямка или в результате взаимодействия с покрытиями конструкционных материалов, занижение доли аэрозольного йода в общем количестве йода будет давать более консервативный результат. Одним из самых неоднозначных является вопрос о доли органических соединений йода, так как органическая форма йода – это наиболее летучая форма, которая не осаждается на поверхности, плохо выводится из газовой фазы спринклерной системой и плохо задерживается фильтрами. Поэтому, чем больше доля органического йода в общем количестве йода, тем большим будет количество йода, выброшенное в окружающую среду при аварии. Обобщение результатов около 70 экспериментов показало, что процентная доля органического йода от полного количества йода, вышедшего из источника, должна составлять следующую величину:  = 0,19cm-0.26 , (4.1) где  – доля органического йода в процентах; cm – концентрация I2 в газовой фазе, мг/м3. Из данной зависимости следует вывод, что чем больше масштабы аварии, тем меньшую долю органического йода следует ожидать. Однако, несмотря на большое количество исследований по проблеме образования органического йода до сих пор нет определенного мнения об источнике образования этих соединений йода. Поэтому разработка и верификация в настоящее время детальной модели для оценки процесса образования и поведения органических соединений йода при авариях представляет собой сложную задачу. Временной альтернативой этому может быть построение некоторых корреляций или рекомендаций, которые давали бы возможность оценивать долю органического йода в зависимости от масштабов аварии. Проведенная в РФ программа по обобщению данных по образованию органического йода на АЭС ВВЭР в различных условиях с учетом мирового опыта и отечественных материалов позволила выработать такие рекомендации для АЭС с реакторами ВВЭР. Ниже приводятся методические рекомендации для оценки доли органического йода при авариях, которые классифицированы по параметрам сред и условиям их протекания. «Сухие» аварии без выхода теплоносителя в систему локализации Классическим примером таких аварий являются аварии при хранении и обращении с облученным топливом, когда нарушается целостность оболочек твэлов. В газовую среду выходит молекулярный йод, который осаждается на поверхности строительных конструкций и оборудования. Применение экспериментальных данных к АЭС с ВВЭР-1000 показывает, что через двое суток с начала аварии доля органических соединений может достигать 6-8 % от количества молекулярного йода, выделившегося во время аварии в защитную оболочку. Аварии с потерей теплоносителя без разгерметизации твэлов. Примером таких аварий являются малые течи. Аналогичные условия могут быть при неорганизованных протечках первого контура и нарушениях условий нормальной эксплуатации. Как следует из анализа экспериментов на интегральных стендах, в газовой фазе образуются трудноулавливаемые формы йода (которые мы классифицируем

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Взам. инв. № Подпись и дата Инв. № подл.

как органические). Доля этих форм составляет до 10 % от количества йода поступившего с теплоносителем. Аварии с течью теплоносителя первого контура и разгерметизацией оболочек твэлов Примером такой аварии является МПА для реактора типа В-320. При такой аварии теплоноситель первого контура и вода САОЗ формирует бассейн в приямке, в который попадает вода спринклерной системы и конденсат, образующийся на поверхностях. В приямке независимо от начальных форм йода в результате сложных процессов терморадиолиза и реакций с примесями теплоносителя происходит образование различных летучих и нелетучих форм йода. Вслед за истечением основной массы теплоносителя и оголении активной зоны происходит разгерметизация оболочек твэлов и в атмосферу пара поступает основная масса продуктов деления. Часть вышедшего йода при этом будет находиться в летучей форме (например, в форме молекулярного йода). В результате конденсации пара на поверхностях образуется конденсатная пленка, в которую в процессе массопереноса поступает йод. Здесь в результате реакций гидролиза в конденсатной пленке образуются различные формы йода. Экспертная оценка доли образующихся органических соединений йода в этих авариях дает величину 2 % от количества йода, поступившего в систему локализации. Аварии с течью теплоносителя первого контура и плавлением топлива В этих авариях йод выходит из первого контура в основном в виде аэрозолей. Для того, чтобы из него образовались органические соединения, он должен перейти в молекулярную форму. Однако эти аварии сопровождаются выходом большого количества продуктов деления и интенсивными радиационными полями как в приямке, так и на поверхностях. Эти условия способствуют образованию летучих форм йода (органических и неорганических). Поведение йода в этих условиях более сложное. Для таких аварий задание конкретной доли образования органических соединений йода некорректно, так как эта доля зависит от условий протекания аварии и ее длительности. С учетом имеющихся к настоящему времени экспериментальных данных можно оценить возможное количество образующегося органического йода при этих авариях. В первые двое суток эта доля не превысит 2 %. Применяя изложенные рекомендации, необходимо учитывать следующее. Применение в расчетной методике такого понятия как доля органических соединений йода корректно только для замкнутой системы. Для таких систем оно дает консервативную оценку, поскольку эта величина может быть достигнута по истечении некоторого времени после выхода йода в систему локализации. Поэтому задание этой величины для начального периода дает завышенное значение выброса йода в окружающую среду. Для незамкнутых систем локализации (например, систем локализации с конфайнментом или вентилирование защитной оболочки) применение заданного значения доли органического йода некорректно, поскольку отток органического йода из газовой фазы за пределы системы локализации вызовет дополнительное образование органических соединений йода. В результате суммарная доля органического йода может превысить первоначальное значение. 4.7.3 Выход продуктов деления в окружающую среду В анализе радиационных последствий аварийных режимов рассматриваются четыре пути выхода радионуклидов в окружающую среду:

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Взам. инв. № Подпись и дата Инв. № подл.

– выброс через вентсистемы с очисткой выбрасываемой среды на фильтрах; – при неработающих вентсистемах выход через неплотности гормооблицовки защитной оболочки в окружающую среду; – через разрыв теплообменной трубки или разуплотнение крышки коллектора первого контура парогенератора во второй контур; – в результате работы паросбросных устройств непосредственно в атмосферу. Выброс продуктов деления в окружающую среду через вентсистему происходит при работе вытяжной вентсистемы, которая работает в период нормальной эксплуатации непосредственно перед аварией и не отключается во время аварии, если не достигнута уставка на отключение. В этих условиях радионуклиды, которые выходят при аварии из первого контура или второго контура, будут выходить в атмосферу защитной оболочки и далее в окружающую среду с очисткой на фильтрах вентсистемы. Таким образом, выход радионуклидов в окружающую среду из контайнмента при работе вентсистемы ослабляется за счет следующих процессов: – осаждение на поверхностях в защитной оболочке; – очистка на фильтрах вентсистемы. В анализе радиационных последствий аварий принято консервативное предположение, что вентсистемы не отключаются при обесточивании, когда оно накладывается в качестве дополнительного отказа в теплогидравлических расчетах. При авариях с течами теплоносителя первого или второго контура внутри контайнмента, когда давление в защитной оболочке достигает уставки на отключение вентсистемы, или при локализации контайнмента по другим условиям выход радионуклидов из контайнмента происходит через неплотности гермооблицовки защитной оболочки в окружающую среду. Таким образом, выход радионуклидов в окружающую среду из контайнмента при отключении вентсистем ослабляется за счет следующих процессов: – осаждение на поверхностях в защитной оболочки; – захват спринклерной системой (при ее работе). Во всех режимах с повышением давления в защитной оболочке принимается в соответствии с тем, что утечка из защитной оболочки равна 0,3 % объема в сутки. При этом считается, что в режимах с запуском спринклерной системы утечка из защитной оболочки равна 0,3 % объема в сутки в течение первых суток, а после первых суток равна 0,15 % объема в сутки. Независимо от продолжительности процессов, в режимах без включения в работу спринклерной ситемы принимается, что утечка из защитной оболочки равна 0,3 % объема в сутки. Длительность выброса из контайнмента определяется временем, необходимым для снижения активности радионуклидов за счет радиоактивного распада до уровня, после которого возможно приступить к мероприятиям по ликвидации последствий аварии. С этой целью время выдержки контайнмента принимается равным 30 суток, после чего оператором включается ремонтно-аварийная вентиляция. Для проведения расчетов выбросов радионуклидов из системы второго контура в окружающую среду используются результаты анализа теплофизических процессов в активной зоне и в системе второго контура. Длительность выброса из системы второго контура в окружающую среду определяется в зависимости от режима временем расхолаживания реактора, временем работы паросбросных устройств или временем локализации аварийного ПГ. Для проведения расчетов выбросов радионуклидов непосредственно из первого контура в окружающую среду в результате разрывов труб первого контура за пределами защитной оболочки используются результаты анализа теплофизических процессов в первом контуре. Длительность выброса в окружающую среду определяется, в зависимости от режима, временем расхолаживания реактора.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

4.7.4 Основные параметры системы локализации аварий Параметры системы локализации аварий, используемые в расчете выброса радионуклидов в окружающую среду, приведены в таблице 4.12. Таблица 4.12 Параметры системы локализации, используемые в расчете Параметр Значение 1 Параметры защитной оболочки - свободный объем стальной защитной оболочки, м3 60000 2 - площадь поверхности в стальной защитной оболочке, м 36000 - эффективность фильтров системы 5TK-22 по молекулярному йоду 0,999 органического йоду 0,99 аэрозолям 0,999 Утечка из защитной оболочки при максимальном расчетном 0,3 давлении, % объема в сутки. 6 Параметры спринклерной системы - количество воды, используемое спринклерной системой в 1700 режиме рециркуляции, м3 - перепад давления на форсунке, МПа 0,1 - коэффициент распределения для молекулярного йода 5000 - коэффициент распределения для органического йода 2 3 - расход одного канала спринклерной системы, м /ч 300 - расход трех каналов спринклерной системы (при аварии с 900 большой течью и разрывом паропровода), м3/ч - высота падения капель, м 10 - размер капель, мм 0,825 7 Неорганизованная протечка из первого контура, кг/час - в контайнмент; 200 - во второй контур 5

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

4.8 Проектные аварии Набор проектных аварий (аварийных состояний) составляет основу для разработки систем безопасности, которые должны ограничивать последствия таких аварий установленными пределами. В перечне проектных аварий учитываются все аварии, которые могут определять расчётные характеристики систем безопасности. Проектные аварии по частоте возникновения делятся на две категории (категория 3 и категория 4), как указано выше. Предварительные перечни проектных аварий для этих категорий приведены ниже. Перечни могут быть уточнены и дополнены по инициативе проектировщика в процессе разработки проекта или по требованию органа государственного регулирования безопасности. В таблице 4.13 приведен перечень проектных аварий с кратким описанием признаков, учитываемых при оценке радиационных последствий аварий. Все режимы можно разделить на три группы: – аварии с выходом ПД в контайнмент;

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

– аварии с течью из первого контура во второй; – аварии с байпасом контайнмента. Из таблицы 4.13 видно, что наиболее опасными авариями с точки зрения степени повреждения активной зоны являются аварии 11 и 15, в которых происходит разгерметизация 100 % твэлов в активной зоне. Таблица 4.13 Перечень проектных аварий Допущение разгерметизации оболочек твэл*

Наименование режима 1 2 3 4 5 7 8 9 10 11 12 13 14 15

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

16 17 18 19 20

Непосадка предохранительного клапана парогенераторов Непосадка клапанов устройств сброса пара из парогенераторов Разрыв паропровода парогенератора Разрыв трубопровода питательной воды парогенератора Разрыв сборного коллектора острого пара Закрытие стопорных клапанов турбогенератора Прекращение подачи питательной воды в парогенераторы Обесточивание главных циркуляционных насосных агрегатов Режимы аварийного отклонения частоты в сети Мгновенное заклинивание главного циркуляционного насосного агрегата Ложный впрыск в компенсатор давления от штатного узла подпитки с температурой воды 60-70 0С Внезапный переход на подпитку первого контура с температурой подаваемой воды 60-70 0С Режим малой течи: разрыв трубопроводов первого контура Ду<100 мм Режим большой течи: разрыв трубопроводов первого контура диаметром более 100 мм, включая Ду 850 Непосадка предохранительного клапана компенсатора давления Режим течи парогенератора: разрыв трубки теплообмена Полное обесточивание АЭС Нарушения при обращении с ЯТ Аварии с топливом при проведении транспортнотехнологических операций

1% 1% 1% 1% 1% 1% 1% 1% 1% 100 % 1% 1% 1% 100 % 1% 1% 1%

___________________ * Допущение о 100% разгерметизации делается на основе наличия кризиса теплоотдачи (принимается консервативно)

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

4.8.1 Начальные и граничные условия

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Основные положения, учитываемые при расчете выбросов радионуклидов и доз для населения в аварийных режимах: – активность теплоносителя в первом контуре берется с учетом спайк-процесса при пределе безопасной эксплуатации по числу негерметичных твэлов в активной зоне; – величина активности продуктов деления от поврежденного топлива должна быть основана на консервативном моделировании; – для режимов с разгерметизацией оболочки твэлов без нагрева топлива принимается 100 % выход ИРГ и летучих продуктов деления и 30 % цезия от накопившегося количества под оболочками твэлов непосредственно в контайнмент. В таблице 4.11 даны значения активности основных радионуклидов, определяющих дозу облучения населения при аварии, под оболочкой герметичных твэлов, в топливе и в теплоносителе при спайк-процессе. При расчете выхода продуктов деления из первого контура в атмосферу контайнмента принимались следующие условия. При неорганизованной протечке теплоносителя первого контура в контайнмент и неотключении вентсистемы все продукты деления накопленные в теплоносителе и вышедшие из-под оболочек твэлов полностью переходят в атмосферу контайнмента. При этом цезий выходит в виде аэрозолей, ИРГ ведут себя как инертные газы, а иод выходит в трех формах (молекулярной, органической и аэрозольной). Распределение йода по формам в авариях данного типа соответствует условиям нормальной эксплуатации АЭС с ВВЭР (как это дано в п. 4.2.2) и оно составляет: – 40 % - молекулярная форма; – 30 % - органическая форма; – 30 % - аэрозольная форма. Скорость конвективного осаждения йода и аэрозолей на поверхности для этих аварий соответствует скорости осаждения в сухом воздухе (таблицу 4.14). Таблица 4.14  Параметры модели, используемые в расчете. Параметр Значение 1 Коэффициент массопереноса, м/с - молекулярный йод (во влажном воздухе) 10-4 - аэрозоли (во влажном воздухе) 510-4 - молекулярный йод (в сухом воздухе) 10-5 - аэрозоли (в сухом воздухе) 10-5 2 Коэффициент десорбции молекулярного йода, 1/с 10-6 3 Скорость выведения спринклерной системой - молекулярный йод, с-1 110-2 - органический йод, с-1 5,210-6 - аэрозоли, с-1 1,310-2 - 4,510-4 При авариях с отключением вентсистем и локализацией контайнмента различаются два варианта. Если имеет место истечение воды из первого контура, то все продукты деления накопленные в теплоносителе и вышедшие из-под оболочек твэлов полностью переходят в атмосферу контайнмента. Если отключение вентсистем определяется только кратковременной работой ИПУ КД либо течами из второго контура, то

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

выход продуктов деления из первого контура определяется неорганизованной протечкой теплоносителя. Из истекающего теплоносителя цезий выходит в виде аэрозолей, ИРГ ведут себя как инертные газы, а йод выходит в трех формах (молекулярной, органической и аэрозольной). Долю органических соединений йода для этих аварий консервативно берем в соответствии с рекомендациями п. 4.2.2. Остальное количество йода консервативно принимаем в виде молекулярной формы. 4.8.2 Мгновенное заклинивание главного циркуляционного агрегата 4.8.2.1 Анализ сценария Мгновенное заклинивание одного работающего ГЦНА может произойти в результате механического повреждения в корпусе ГЦНА, из-за попадания посторонних предметов в проточную часть, поломки рабочего колеса или узла уплотнения одного работающего ГЦНА. Результаты расчета режима мгновенного заклинивания одного из четырех работающих ГЦНА с учетом обесточивания АЭС показали, что на оболочках твэлов имеет место кризис теплоотдачи. Таким образом, в режиме мгновенного заклинивания одного из четырех работающих ГЦНА возможна разгерметизация оболочек всех твэлов в активной зоне. Продукты деления, которые поступают в теплоноситель при разгерметизации твэлов, с неорганизованными протечками теплоносителя (200 кг/час) могут поступать в защитную оболочку. Кроме этого может образоваться течь через уплотнения ГЦН. Максимальную протечку через уплотнение ГЦН следует принять не более 50 кг/час (предельно допустимая величина протечки). Поскольку превышение неорганизованной протечки теплоносителя первого контура может привести к достижению уставки на отключение вентиляции, для оценки радиационных последствий необходимо рассмотреть два варианта развития аварии. В первом варианте не происходит дополнительной протечки через уплотнение ГЦН и уставка на отключение вентсистемы по давлению не достигается. Во втором варианте уставка на отключение вентсистемы по давлению достигается и происходит локализация контайнмента. Однако уставка на включение спринклерной системы при этом не достигается. Выброс через сбросные устройства второго контура в данном режиме не учитывается.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

4.8.2.2 Радиоактивные выбросы. Вариант 1 В результате аварии происходит останов реактора, снижение давления в первом контуре и расхолаживание. В результате переходного процесса в первом контуре за счет спайк-процесса из-под оболочек негерметичных твэлов поступают продукты деления, и активность теплоносителя по продуктам деления возрастает. Кроме этого происходит разгерметизация всех твэлов и выход продуктов деления из-под оболочек твэлов в теплоноситель. Выход радионуклидов из первого контура в объем необслуживаемых помещений защитной оболочки происходит вследствие неорганизованной протечки теплоносителя первого контура, которая не должна превышать 0,2 т/час. Протечка теплоносителя через уплотнение ГЦН не происходит. Этот выход происходит в течение 10 часов пока идет расхолаживание реактора.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

При расчете поступления радионуклидов в контайнмент считаем, что за время аварии и расхолаживания реактора все радионуклиды, которые поступают с теплоносителем в контайнмент, поступают в атмосферу защитной оболочки. При этом изотопы йода будут находиться в атмосфере защитной оболочки в трех физико-химических формах: молекулярной, органической и аэрозольной. Распределение йода по формам в авариях данного типа соответствует условиям нормальной эксплуатации АЭС с ВВЭР (как это дано в п. 4.2.2) и оно составляет: 40 % - молекулярная форма, 30 % - органическая форма и 30 % - аэрозольная форма. ИРГ выходят в виде газов. Цезий выходит в виде аэрозолей. В соответствии с методикой расчета радионуклиды, которые выходят в атмосферу бокса ПГ, в результате процессов переноса могут осаждаться на поверхностях (молекулярный иод и аэрозоли), десорбироваться с поверхностей (молекулярный йод). Кроме этого учитывается снижение активности за счет радиоактивного распада. Значения параметров методики, которые использовались в расчетах, приведены в таблице 4.15. Скорость конвективного осаждения йода и аэрозолей на поверхности для этих аварий соответствует скорости осаждения в сухом воздухе.

Выброс радионуклидов через фильтры вентсистемы в высотную трубу рассчитывался за 30 суток. При расчете выброса принято, что ИРГ выбрасываются через вентрубу без очистки. Изотопы йода находятся в трех формах:  молекулярной (40 %);  органической (30 %);  аэрозольной (30 %). При выбросе через вентрубу каждая из форм йода имеет свой коэффициент очистки. Цезий рассматривается как аэрозоли и выбрасывается через вентрубу с соответствующим коэффициентом очистки. Результаты расчета выброса продуктов деления в окружающую среду за 30 суток при аварии с мгновенным заклиниванием одного из четырех работающих ГЦНА даны в таблице 4.16. (по проекту АЭС-2006)

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Таблица 4.15  Параметры модели, используемые в расчете Параметр Значение 1 Коэффициент массопереноса, м/с - молекулярный йод 10-5 - аэрозоли 10-5 2 Коэффициент десорбции молекулярного йода, 1/с 10-6

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Таблица 4.16 Выброс радионуклидов в окружающую среду, ГБк. Время, с

Радионуклид

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

3,6E+03 I-131

1,1E-04

I-132

8,4E-05

I-133 I-134 I-135

8,9E-05 1,9E-05 3,5E-05

I-131 I-132 I-133 I-134 I-135

8,5E-04 6,4E-04 6,7E-04 1,5E-04 2,7E-04

Kr-85m Kr-87 Kr-88 Xe-133 Xe-135 Xe-138

1,1E-02 1,4E-02 3,0E-02 7,1E-01 1,9E-02 4,9E-03

Cs-134 Cs-137 I-131 I-132 I-133 I-134 I-135

1,1E-04 1,9E-05 8,4E-05 6,3E-05 6,7E-05 1,5E-05 2,6E-05

2,2E+04 4,3E+04 Молекуляpный йод 3,6E-03 1,2E-02

8,6E+04

2,6E+06

2,3E-02

3,5E-02

1,8E-03

1,9E-03

2,6E-03 7,8E-03 9,3E-05 9,7E-05 8,1E-04 1,9E-03 Оpганический йод 2,8E-02 9,7E-02 9,0E-03 1,4E-02 2,0E-02 6,3E-02 7,1E-04 7,5E-04 6,3E-03 1,6E-02 ИРГ 2,2E-01 4,8E-01 1,1E-01 1,2E-01 4,7E-01 8,1E-01 2,3E+01 8,0E+01 4,9E-01 1,3E+00 6,2E-03 6,2E-03 Аэpозоли 3,7E-03 1,2E-02 6,0E-04 2,0E-03 2,7E-03 9,0E-03 8,7E-04 1,3E-03 1,9E-03 5,8E-03 7,0E-05 7,3E-05 6,1E-04 1,5E-03

1,3E-02 9,7E-05 2,6E-03

1,6E-02 9,7E-05 2,7E-03

2,0E-01 1,5E-02 1,1E-01 7,5E-04 2,2E-02

3,2E-01 1,5E-02 1,4E-01 7,5E-04 2,3E-02

6,0E-01 1,2E-01 8,9E-01 1,6E+02 2,0E+00 6,2E-03

6,1E-01 1,2E-01 9,0E-01 2,5E+02 2,2E+00 6,2E-03

2,4E-02 3,9E-03 1,7E-02 1,4E-03 9,8E-03 7,3E-05 2,0E-03

3,3E-02 5,3E-03 2,3E-02 1,4E-03 1,1E-02 7,3E-05 2,0E-03

1,2E-03

4.8.2.3 Радиоактивные выбросы. Вариант 2 В результате аварии происходит останов реактора, снижение давления в первом контуре и расхолаживание. В результате переходного процесса в первом контуре за счет спайк-процесса из-под оболочек негерметичных твэлов поступают продукты деления, и активность теплоносителя по продуктам деления возрастает. Кроме этого происходит разгерметизация всех твэлов и выход продуктов деления из-под оболочек твэлов в теплоноситель. Выход радионуклидов из первого контура в объем необслуживаемых помещений защитной оболочки происходит вследствие неорганизованной протечки теплоносителя

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

первого контура, которая не должна превышать 0,2 т/ч. К этому следует добавить протечку через уплотнение ГЦН, которая может быть порядка величины 50 кг/ч. Этот выход происходит в течение 10 часов пока идет расхолаживание реактора. При расчете поступления радионуклидов в контайнмент считаем, что за время аварии и расхолаживания реактора все радионуклиды, которые поступают с теплоносителем в контайнмент, поступают в атмосферу защитной оболочки. При этом изотопы йода могут находиться в атмосфере защитной оболочки в трех физико-химических формах: молекулярной, органической и аэрозольной. В соответствии с рекомендациями п. 3.4.2.2 в рассматриваемой аварии на долю органических соединений йода может приходиться до 2 % от количества йода, вышедшего в контайнмент. Долю аэрозольных соединений консервативно принимаем равной нулю. ИРГ выходят в виде газов. Цезий выходит в виде аэрозолей. В соответствии с методикой расчета радионуклиды, которые выходят в атмосферу бокса ПГ, в результате процессов переноса могут осаждаться на поверхностях (молекулярный йод и аэрозоли), десорбироваться с поверхностей (молекулярный йод). Кроме этого учитывается снижение активности за счет радиоактивного распада. Значения параметров методики, которые использовались в расчетах, приведены в таблице 4.17. Таблица 4.17  Параметры модели, используемые в расчете Параметр Значение 1 Коэффициент массопереноса, м/с - молекулярный йод 10-4 - аэрозоли 510-4 2 Коэффициент десорбции молекулярного йода, 1/с 10-6

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Выброс радионуклидов за счет утечки через неплотности контайнмента рассчитывался за 30 суток. Величина неплотности контайнмента консервативно принималась равной максимальной (0,3 % объема в сутки). Изотопы йода находятся в трех формах:  молекулярной (98 %);  органической (2 %);  аэрозольной (0 %). Цезий рассматривается как аэрозоли. Результаты расчета выброса продуктов деления в окружающую среду за 30 суток при аварии с мгновенным заклиниванием одного из четырех работающих ГЦНА даны в таблице 4.18.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Таблица 4.18 Выброс радионуклидов в окружающую среду, ГБк Время, с

Радионуклид 3,6E+03 I-131

6,0E-04

I-132

4,5E-04

I-133 I-134 I-135

4,8E-04 1,0E-04 1,9E-04

I-131 I-132 I-133 I-134 I-135

7,2E-05 5,4E-05 5,7E-05 1,2E-05 2,2E-05

Kr-85m Kr-87 Kr-88 Xe-133 Xe-135 Xe-138

2,8E-05 3,5E-05 7,7E-05 1,8E-03 4,8E-05 1,2E-05

Cs-134 Cs-137

2,1E-04 3,4E-05

2,2E+04 4,3E+04 8,6E+04 Молекуляpный йод 1,6E-02 4,3E-02 5,9E-02 5,3E-03

2,6E+06 1,1E-01

7,5E-03

7,7E-03

1,1E-02 2,9E-02 4,5E-04 4,7E-04 3,6E-03 7,4E-03 Оpганический йод 2,6E-03 9,8E-03 8,1E-04 1,3E-03 1,8E-03 6,3E-03 6,3E-05 6,6E-05 5,8E-04 1,5E-03 ИРГ 6,1E-04 1,4E-03 2,8E-04 3,3E-04 1,3E-03 2,3E-03 6,4E-02 2,4E-01 1,3E-03 4,0E-03 1,6E-05 1,6E-05 Аэpозоли 2,7E-03 5,3E-03 4,5E-04 8,7E-04

3,7E-02 4,7E-04 8,5E-03

3,9E-02 4,7E-04 8,6E-03

2,6E-02 1,5E-03 1,4E-02 6,6E-05 2,5E-03

3,5E-01 1,5E-03 3,0E-02 6,6E-05 2,9E-03

1,9E-03 3,4E-04 2,7E-03 6,3E-01 7,2E-03 1,6E-05

2,0E-03 3,4E-04 2,7E-03 6,2E+00 9,3E-03 1,6E-05

5,4E-03 8,8E-04

4.8.3 Режим большой течи: разрыв трубопровода диаметром более 100 мм, включая Ду 850

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

4.8.3.1 Анализ сценария В результате разрыва трубопровода первого контура происходит истечение теплоносителя первого контура и, как следствие, возрастание давления в контейнменте. Аварийные процессы с разрывом трубопроводов большого диаметра можно разделить на три стадии: стадия быстрого снижения давления в первом контуре, стадия повторного залива активной зоны и стадия длительного расхолаживания активной зоны. Первая стадия начинается с момента разрыва ГЦТ и заканчивается выравниванием давления в первом контуре с давлением под защитной оболочкой. Она характеризуется почти полным обезвоживанием реактора. При обезвоживании реактора активная зона разогревается за счет остаточных тепловыделений и пароциркониевой ре-

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

акции, которая может начаться на поверхностях разогретых циркониевых оболочек твэлов. На первой стадии происходит выход накопленных в теплоносителе радионуклидов в атмосферу боксов ПГ вместе с вскипающим теплоносителем. Кроме этого в результате сброса давления происходит дополнительный выход продуктов деления из негерметичных твэлов за счет спайк-процесса. Эти продукты деления выходят в пар, поскольку происходит кипение теплоносителя. Так же на этой стадии возможна разгерметизация оболочек твэлов и дополнительный выход продуктов деления из-под оболочек этих твэлов. Во время аварии происходит быстрое повышение давление в защитной оболочке до максимального значения, после чего давление начинает снижаться. Протекание аварий при разрывах трубопроводов меньшего диаметра характеризуется меньшими расходами пароводяной смеси из разрыва. Как следствие, описанные процессы будут иметь менее выраженный характер: уровень воды в активной зоне будет снижаться не так быстро и более быстро восстанавливаться, максимальное давление в защитной оболочке будет ниже, в результате чего утечка из контайнмента также будет меньше, чем при разрывах трубопроводов большого диаметра. При таких течах происходит достижение уставки на отключение вентсистемы и включение спринклерной системы. Учитывая, что максимальная степень повреждения активной зоны в рассматриваемых авариях – разгерметизация всех твэлов в активной зоне, проведем оценку радиационных последствий аварий для этих условий.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

4.8.3.2 Радиоактивные выбросы В результате аварии происходит останов реактора, сброс давления в первом контуре и расхолаживание. При сбросе давления в первом контуре за счет спайк-процесса из-под оболочек негерметичных твэлов поступают продукты деления, и активность теплоносителя по продуктам деления возрастает. Кроме этого происходит разгерметизация всех твэлов и выход продуктов деления из-под оболочек твэлов в теплоноситель. Выход радионуклидов из первого контура в объем необслуживаемых помещений защитной оболочки происходит во время истечения теплоносителя первого контура в начале аварии. Принимаем, что в этот же момент происходит разгерметизация оболочек всех твэлов в активной зоне и выход в контайнмент накопившихся под оболочками твэлов продуктов деления. При этом изотопы йода и ИРГ выходят полностью, цезия выходит 30 %. Значения активности радионуклидов в теплоносителе при спайк-процессе и из оболочек разгерметизированных твэлов приведены в таблице 4.11. При расчете поступления радионуклидов в контайнмент считаем, что за время аварии и расхолаживания реактора все радионуклиды, которые поступают с теплоносителем в контайнмент, поступают в атмосферу защитной оболочки. При этом иоды могут находиться в атмосфере защитной оболочки в трех физико-химических формах: молекулярной, органической и аэрозольной. В соответствии с п. 4.2.2 в рассматриваемой аварии на долю органических соединений йода может приходиться до 2 % от количества йода, вышедшего в контайнмент. Долю аэрозольных соединений йода консервативно принимаем равной нулю. ИРГ выходят в виде газов. Цезий выходит в виде аэрозолей. В соответствии с методикой расчета радионуклиды, которые выходят в атмосферу бокса ПГ, в результате процессов переноса могут осаждаться на поверхностях (молекулярный йод и аэрозоли), десорбироваться с поверхностей (молекулярный йод).

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Кроме этого учитывается снижение активности за счет работы спринклерной системы (которая включается через 30 минут после начала аварии) и радиоактивного распада. Считаем, что работают три канала спринклерной системы. Значения параметров методики, которые использовались в расчетах, приведены в таблице 4.19. Таблица 4.19 Параметры модели, используемые в расчете Параметр Значение 1 Коэффициент массопереноса, м/с - молекулярный йод 10-4 - аэрозоли 510-4 2 Коэффициент десорбции молекулярного йода, 1/с 10-6 3 Постоянные выведения спринклерной системой - постоянная выведения молекулярного йода, с-1 2,710-3 - постоянная выведения органического йода, с-1 1,410-6 - постоянная выведения аэрозолей, с-1 3,710-3 - 1,210-4 4 Постоянные выведения спринклерной системой - постоянная выведения молекулярного иода, с-1 8,210-3 - постоянная выведения органического иода, с-1 4,510-6 - постоянная выведения аэрозолей, с-1 4,810-3 Выброс радионуклидов в окружающую среду за счет утечки через неплотности контайнмента рассчитывался за 30 суток. При этом в первые сутки утечка из контайнмента принимается равной 0,3 % об./сут., а в последующие сутки 0,15 % объема в сутки. Изотопы йода находятся в трех формах:  молекулярной (98 %);  органической (2 %);  аэрозольной (0 %). Цезий рассматривается как аэрозоли. Результат расчета выброса в окружающую среду за 30 суток в результате разрыва трубопровода максимального диаметра приведен в таблице 4.20.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Таблица 4.20  Выброс радионуклидов в окружающую среду, ГБк Время, с Радионуклид 3,6E+03 I-131

6,7E+02

I-132

5,5E+02

I-133 I-134 I-135

5,4E+02 1,5E+02 2,2E+02

I-131

2,4E+01

2,2E+04 4,3E+04 Молекуляpный йод 7,0E+02 7,5E+02

8,6E+04

2,6E+06

8,2E+02

1,6E+03

5,6E+02

5,6E+02 5,9E+02 1,5E+02 1,5E+02 2,3E+02 2,3E+02 Оpганический йод 1,4E+02 2,8E+02

6,3E+02 1,5E+02 2,4E+02

6,7E+02 1,5E+02 2,4E+02

5,4E+02

3,2E+03

5,6E+02

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

I-132 I-133 I-134 I-135

1,9E+01 1,9E+01 4,6E+00 7,7E+00

Kr-85m Kr-87 Kr-88 Xe-133 Xe-135 Xe-138

4,9E+01 6,5E+01 1,4E+02 3,0E+03 8,1E+01 3,0E+01

Cs-134 Cs-137

2,3E+02 3,7E+01

6,1E+01 1,1E+02 8,3E+00 3,6E+01 ИРГ 2,1E+02 1,5E+02 4,8E+02 1,8E+04 4,1E+02 3,2E+01 Аэpозоли 2,4E+02 3,7E+01

7,1E+01 1,9E+02 8,4E+00 5,4E+01

7,4E+01 3,1E+02 8,4E+00 7,0E+01

7,4E+01 4,4E+02 8,4E+00 7,3E+01

2,9E+02 1,5E+02 5,9E+02 3,5E+04 6,7E+02 3,2E+01

3,3E+02 1,5E+02 6,2E+02 6,8E+04 9,3E+02 3,2E+01

3,3E+02 1,5E+02 6,2E+02 3,0E+05 1,0E+03 3,2E+01

2,4E+02 3,7E+01

Сравнение расчетных данных по выбросу радионуклидов в окружающую среду для рассмотренных сценариев проектных аварий (см. таблицы 4.16, 4.18,4.20 ) показывает, что максимальный выброс наблюдается при аварии в режиме большой течи: разрыв трубопровода диаметром более 100 мм, включая Ду 850. При этом выброс мI(M) 131 превышает в 14545 раз, оI(О)- 131 в 9142 раза и Cs -137 в 42000 раз выбросы данных изотопов для других сценариев проектной аварии. 4.9 Запроектные аварии 4.9.1 Общие положения

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Анализ запроектных аварий проводится с целью определения границ зоны планирования защитных мероприятий (ЗПЗМ) и зоны планирования мероприятий по обязательной эвакуации населения (ЗПМОЭН). В таблице 4.21 приведен перечень запроектных аварий. Из таблицы видно, что максимальный выход продуктов из активной зоны возможен при аварии с потерей теплоносителя при большой течи с отказом активной части САОЗ (режим 3). Поэтому для определения зон и мер по защите населения расчет радиационных последствий проводится для этой аварии.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Таблица 4.21 Перечень запроектных аварий Анализ запроектных аварий

2 3 4 5

6 6.1 6.2 6.3

6.4 7

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Максимальна я температура топлива, оС

Допущение разгермети зации оболочек твэл 1%

Отказ всех источников электроснабжения пере- Не менного тока превышает начальную Полное прекращение подачи питательной воды 1829,0 1% Аварии с потерей теплоносителя при большой 1620 100% течи с отказом активной части САОЗ Аварии с потерей теплоносителя при малой течи 1430 100% с отказом активной части САОЗ Аварии с потерей теплоносителя при большой см. 3 течи и блокировкой рециркуляции теплоносителя Нарушение нормальной эксплуатации и проектные аварии без быстрого останова реактора Непреднамеренное закрытие отсечного клапана 1631 1% на паропроводе без быстрого останова реактора Разрыв паропровода парогенератора без 1950 1% быстрого останова реактора Прекращение подачи питательной воды в 1394 1% парогенераторы без быстрого останова реактора Аварийное отклонение частоты в сети без 1394 1% быстрого останова реактора Длительное (до 24 часов) прекращение отвода Повреждения твэл выше тепла системами планового и аварийного максимального проектного расхолаживания при снятой крышке реактора предела в течении 1,4 ч. не и/или уплотненном реакторе происходит Течь теплоносителя из первого контура во 1393,6 1% второй (разуплотнение крышки коллектора первого контура парогенератора, течь по коллектору первого контура парогенератора эквивалентным диаметром Ду100мм) 4.9.2 Выброс продуктов деления при аварии с потерей теплоносителя, большая течь без аварийного охлаждения активной зоны

При данной аварии снижение давления в первом контуре, срыв теплоносителя в активной зоне приводит к ухудшению теплоотвода от нее, возникает кризис теплообмена на поверхности твэлов и начинается рост температуры оболочек. Максимальное значение температуры оболочки наиболее теплонапряженного твэла в процессе аварии на очень короткий период времени.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

После срабатывания системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ) дальнейшего роста температуры оболочек не происходит. Активная зона расхолаживается до 150 0С (первый пик) и остается в расхоложенном состоянии в течение некоторого периода аварии. При снижении давления в первом контуре ниже 2,5 МПа начинается подача воды из емкостей системы KWU. Затем, по мере снижения давления в первом контуре и уменьшения уровня воды в емкостях KWU, расход уменьшается. Количества воды, подаваемой из емкости KWU, достаточно для надежного охлаждения активной зоны в течение времени работы системы. Наличие подпитки из системы KWU способствует сохранению массы воды в первом контуре на уровне 24 т. Опорожнение емкостей KWU на 9400 с начала аварии вызывает снижение массы воды в напорной камере реактора (НКР). Это приводит к разогреву активной зоны и к 12140 с максимальная температура максимально теплонапряженных твэлов достигает 1200 0С, что приводит к началу массового выхода продуктов деления (ПД) из топлива. В случае, если не будет организована подача воды в первый контур в количестве 15 кг/с не позднее, чем через 3 часа с начала аварии, начало плавления активной зоны ожидается через 3,5 часа, а через 5,3 часа разрушение днища корпуса реактора. За весь период протекания аварии давление в объеме защитной оболочки не превышает максимального проектного значения 0,46 МПа. Основным мероприятием по управлению запроектной аварией является организация охлаждения активной зоны реактора не позднее чем через 3 часа в количестве не менее 15 кг/с. 4.9.3 Выход продуктов деления в свободный объем контайнмента

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

В процессе аварии ПД выходят в атмосферу контайнмента в три этапа: – выход ПД, накопленных в теплоносителе с учетом спайк-эффекта; – выход ПД за счет разгерметизации 100 % твэлов; – выход ПД за счет перегрева топлива и дальнейшего его плавления. В таблице 4.22 приведены оценочные значения выхода наиболее рационноопасных радионуклидов ПД в объем контайнмента.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Таблица 4.22 - Выход ПД в объем контайнмента Выход продуктов деления в объем контайнмента Радионуклид из теплоносителя (накоп- из газового зазоленные плюс за счет из топлива, Бк ра твэл, Бк спайк-эффекта), Бк Kr-85m 2,5E+12 7,2E+13 8,3E+17 Kr-87

8,3E+12

6,2E+13

2,4E+18

Kr-88

9,9E+12

1,7E+14

3,1E+18

Xe-133

3,5E+12

1,4E+16

6,9E+18

Xe-135

2,3E+12

1,2E+14

8,7E+17

Xe-138

9,9E+12

3,9E+13

5,9E+18

I-131

6,3E+12

6,9E+15

2,8E+18

I-132

1,7E+13

4,8E+15

3,8E+18

I-133

1,4E+13

2,7E+15

6,9E+18

I-134

1,3E+13

2,2E+14

7,2E+18

I-135

1,1E+13

7,2E+14

5,9E+18

Cs-134

3,6E+11

1,1E+16

1,4E+18

Cs-137

5,6E+11

2,1E+15

2,9E+17

При оценке выбросов ПД в окружающую среду принимались следующие исходные данные и предпосылки: – свободный объем контайнмента, м3 – 71040; – площадь поверхностей в контайнменте, м2 - 53250; – коэффициент массопереноса в контайнменте, м/c – 10-4…10-5 для молекулярного йода, 510-4… 210-5 для аэрозолей; – коэффициент десорбции молекулярного йода, с-1 – 10-6; – выход изотопов йода в объем контайнмента – 90 % в форме аэрозолей, 9  в молекулярной форме, 1 , в соответствии с рекомендациями [Reactor Safety Study WACH-1400, 1975), в виде органических соединений йода; – выход цезия – 100  в виде аэрозолей; – неплотность контайнмента, так как давление в нем не превышает проектного значения  0,25 % объема в сутки. В таблице 4.23 приведены оценочные значения выброса ПД в окружающую среду в зависимости от времени выброса. Расчет выброса проводился по расчетной программе LEAK3.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

4.9.4 Выход продуктов деления в окружающую среду

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Таблица 4.23 - Выброс ПД в окружающую среду, ГБк Физико-химические формы радионуклидов

Время, с 1,4E+04

1,8E+04

4,3E+04

8,6E+04

1,7E+05

Молекулярный иод I-131

1,0E+04

3,6E+04

1,9E+05

4,0E+05

6,5E+05

I-132

4,9E+03

1,5E+04

3,9E+04

4,1E+04

4,2E+04

I-133

2,2E+04

7,7E+04

3,8E+05

6,9E+05

9,1E+05

I-134

1,4E+03

3,5E+03

5,1E+03

I-135

1,5E+04

4,8E+04

1,9E+05

2,7E+05

2,9E+05

Органический иод I-131

1,2E+03

4,1E+03

2,4E+04

5,7E+04

1,2E+05

I-132

5,5E+02

1,7E+03

4,6E+03

5,0E+03

5,1E+03

I-133

2,5E+03

8,8E+03

4,7E+04

9,6E+04

1,5E+05

I-134

1,6E+02

3,9E+02

5,9E+02

I-135

1,6E+03

5,5E+03

2,4E+04

3,6E+04

4,0E+04

ИРГ Kr-85m

1,9E+04

6,3E+04

2,4E+05

3,1E+05

3,2E+05

Kr-87

1,3E+04

3,6E+04

6,7E+04

6,8E+04

Kr-88

5,1E+04

1,6E+05

4,8E+05

5,5E+05

Xe-133

2,8E+05

9,9E+05

5,8E+06

1,4E+07

2,8E+07

Xe-135

2,7E+04

9,2E+04

4,3E+05

7,2E+05

8,8E+05

Xe-138

7,4E+00

9,5E+00

9,7E+00

Cs-134

5,3E+04

1,8E+05

9,2E+05

1,7E+06

2,3E+06

Cs-137

1,1E+04

3,8E+04

1,9E+05

3,5E+05

4,7E+05

I-131

1,0E+05

3,5E+05

1,7E+06

3,1E+06

4,2E+06

I-132

4,8E+04

1,4E+05

3,6E+05

3,8E+05

I-133

2,2E+05

7,6E+05

3,5E+06

5,5E+06

6,5E+06

I-134

1,4E+04

3,4E+04

4,9E+04

I-135

1,4E+05

4,8E+05

1,8E+06

2,3E+06

2,4E+06

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Аэрозоли

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

4.10 Мероприятия по управлению тяжёлыми авариями Следующие уровни защиты были рассмотрены при планировании мероприятий по управлению тяжелыми авариями: – предотвращение повреждения активной зоны; – предотвращение плавления корпуса; – предотвращение отказа контайнмента; – удержание радиоактивных выбросов. Для каждого уровня определены связанные с безопасностью целевые показатели и функции, которые должны быть обеспечены для достижения проектных целей. Также, действия персонала должны быть спланированы для выполнения требуемых функций и должны быть разработаны критерии успешного выполнения указанных функций. Целевым показателем безопасности, касающимся предотвращения повреждения активной зоны, является обеспечение адекватного отвода тепла от зоны. Соответствующей функцией безопасности является либо передача остаточного тепла ко второму контуру, либо подача достаточного количества воды в активную зону с расходом равным или превышающим скорость генерации пара. Температура теплоносителя на выходе из АЗ не должна превышать температуру насыщения, что является критерием успешного выполнения действий персонала. В случае, если действия персонала окажутся безуспешными, что будет выражаться в увеличении температуры на выходе из АЗ, оператор должен предпринять дополнительные меры по удержанию давления первого контура за счет открытия всех имеющихся линий сброса теплоносителя из первого контура. Функцией безопасности, связанной с предотвращением плавления корпуса реактора является подача теплоносителя до тех пор, пока расплавленный кориум не попадет на дно корпуса реактора. Следующие функции безопасности предусмотрены для предупреждения отказа контайнмента: – снижение давления за счет работы спринклерной системы; – предотвращение образования взрывоопасных концентраций водорода; – меры по обеспечению охлаждения расплава, находящегося в ловушке; – меры по обеспечению подкритичности расплава.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

4.10.1 Оборудование и система КИП, используемые при управлении авариями Управление тяжелыми авариями предусматривает использование основных и вспомогательных систем АЭС для выполнения функций безопасности. Поэтому, внедрение управления тяжелыми авариями начинается с изучения всех систем АЭС (включая используемые при нормальной эксплуатации) на предмет возможности их участия в предупреждении и/или смягчении последствий аварии. Эта работа включает в себя также поиск мер (средств) по обеспечению функционального резервирования. Другим способом обеспечения функционального резервирования при тяжелых авариях является применение оборудования и материалов, имеющихся (доступных) на других объектах, расположенных на территории или вне площадки АЭС. Для надежной идентификации состояния АЭС и уровня аварийной опасности должна быть обеспечена необходимая аппаратура. Аппаратные каналы, применяемые для управления тяжелыми авариями, должны сохранять работоспособность в соответствующем режиме тяжелой аварии и обеспечивать измерения в указанном диапазоне

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

переменных. Например, в бетонной шахте реактора должны быть установлены температурные датчики для выдачи информации о выходе расплава активной зоны вовне. Основная аппаратура УТА включает датчики, коммуникации и оборудование измерения и индикации следующих состояний: – нейтронного потока; – температуры (на выходе активной зоны, в первом и втором контурах, в ЗО); – давления (в первом и втором контурах, в ЗО); – радиоактивности (во втором контуре, в ЗО); – состояния расплава активной зоны в корпусе реактора и за его пределами (температура, место, критичность); – температуры в корпусе реактора; – температуры в бетонной шахте реактора; – состояния атмосферы ЗО (например, концентрация водорода); – состояния систем важных для безопасности. Датчики, коммуникации и оборудование второго контура должны быть полностью автономны и быть в состоянии функционировать в течение 24 часов без внешнего энергоснабжения. Одним из возможных способов выполнения этого требования является применение мобильных генераторных установок для подзарядки аккумуляторных батарей. Необходимо учитывать возможность частичного разрушения аппаратуры в ходе тяжелой аварии.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

4.10.2 Профилактические меры и инструкции Основная информация Инструкции и процедуры управления тяжелыми авариями составлены по результатам исследований тяжелых аварий. Они должны охватывать меры по сдерживанию аварии на каждом этапе и недопущения перехода ее в тяжелую аварию. Эти процедуры должны предписывать действия персонала как функции состояния АЭС. Последнее определяется состоянием следующих систем - первого контура, второго контура, ЗО и систем важных для безопасности. Четыре параметра (как минимум), которые можно применять для характеристики состояния зоны: - запас до пузырькового кипения, определяемый как разница между температурой теплоносителя на выходе активной зоны и точкой насыщения; - состояние реактивности; - уровень теплоносителя; - температура теплоносителя на выходе активной зоны. Оператор должен знать значения этих параметров для контроля состояния активной зоны и эффективности отвода тепла из активной зоны. Следующие параметры (как минимум) можно применять для характеристики состояния первого и второго контуров: - вышеперечисленные параметры; - давление первого контура; - уровень теплоносителя в КД; - уровень теплоносителя в ПГ; - давление под оболочкой. Оператор должен знать значения этих параметров для оценки герметичности первого контура и паро генераторов, а также эффективности о твода тепла из второго контура. Следующие параметры (как минимум) можно применять для характеристики состояния ЗО:

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Взам. инв. № Подпись и дата Инв. № подл.

- радиоактивность в ЗО; - давление в ЗО; - температура в ЗО. Оператор должен знать значения этих параметров для оценки степени угрозы целостности ЗО. Недопущение повреждения активной зоны Недопущение повреждения активной зоны и расплавления возможно с помощью восстановления отвода остаточных тепловыделений. Тепло может быть отведено с помощью второго контура или подачи воды в первый контур от активных систем. Для недопущения повреждения активной зоны (предполагается, что второй контур функционирует) в распоряжении оператора имеется время до прекращения циркуляции в петлях первого контура. В качестве примера, в случае полного обесточивания энергоблока с разрывом подачи воды в парогенераторы, полное прекращение циркуляции произойдет через час. Оператор может использовать этот период времени и обеспечить теплоотвод с помощью второго контура. Включение одного аварийного питательного насоса в определенное время будет достаточным для недопущения повреждения активной зоны. Любые другие возможные способы обеспечить подачу воды и выпуск пара должны быть внесены в инструкции для оператора. В случае неготовности второго контура к отводу остаточных тепловыделений оператор должен быть в состоянии обеспечить пополнение первого контура водой и выдачу из него воды в ЗО. Для этого может быть применен любой имеющийся насос (системы подпитки и борного регулирования, системы аварийного впрыска высокого давления, системы аварийного впрыска низкого давления). Разгрузить давление в первом контуре можно выпустив теплоноситель через предназначенную для этого арматуру. Время в распоряжении персонала для вмешательства с целью недопущения повреждения зоны зависит от периода времени высыхания зоны. Например, в случае полного обесточивания энергоблока с прекращением подачи воды в парогенераторы активная зона станет совершенно сухой (температура твэлов начнет повышаться) через 5100 секунд. При небольших утечках (эквивалентных диаметрам в 25 и 50 мм), сопровождаемых отказом систем охлаждения активной зоны, температура твэлов начнет расти через 7 часов и 1,5 часа соответственно. Действия оператора, направленные на расхолаживание реактора с помощью второго контура, приведут к снижению давления первого контура до значений, позволяющих подавать теплоноситель насосами САОЗ высокого и низкого давления. Наряду с действиями по восстановлению отвода остаточных тепловыделений персонал должен иметь уверенность в том, что активная зона продолжает находиться в подкритическом состоянии, и предпринятые меры не смогут изменить это состояние. Это значит, что подаваемая вода должна быть в нужной степени борирована. Кроме того, если выполняется расхолаживание реактора, содержание бора должно обеспечивать в ходе расхолаживания подкритичность активной зоны. Недопущение расплавления корпуса реактора Невыполненное восстановление эффективного расхолаживания зоны приводит к следующим последствиям, таящим угрозу для герметичности корпуса реактора: - потеря прочность корпуса реактора вследствие его разогрева; - утончение днища корпуса реактора вследствие его соприкосновения с расплавом активной зоны; - экстремальные температурные напряжения в корпусе реактора, вызванные возможным воздействием холодной воды от САОЗ на нагретые стенки реактора. Любой из этих факторов сам по себе или в сочетании с другими может повлиять на данный этап аварии.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Чрезмерный разогрев активной зоны и ее возможное смещение в корпусе реактора – наиболее возможные причины физической угрозы для герметичности корпуса реактора. Следовательно персонал должен продолжать выполнять действия по восстановлению функциональности систем, способных произвести подачу воды в первый контур. Меры, своевременно принятые персоналом по подаче воды от активных систем САОЗ, позволят восстановить эффективное расхолаживание топлива и не допустить повреждения корпуса реактора. Поскольку вода от САОЗ борирована должным образом, то активная зона или расплав активной зоны останется в подкритическом состоянии на каждом этапе расхолаживания. Если меры, предпринятые персоналом, оказались недостаточными для недопущения расплавления корпуса реактора, то неотложным становится разгрузка реактора по давлению. О необходимости этого может быть подан сигнал, например повышением температуры теплоносителя на выходе активной зоны до 400 °С. Система сброса давления первого контура должна разгрузить давление приблизительно до 1 МПа, чтобы снизить давление, при котором корпус реактора был бы проплавлен насквозь.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

4.10.3 Недопущение разрушения ЗО Недопущение раннего разрушения защитной оболочки Положения проекта по недопущению раннего разрушения ЗО можно подытожить следующим образом: – бетонные конструкции помещений с оборудованием первого контура должны быть спроектированы так, чтобы прямое воздействие среды и изделий на стены ЗО было исключено; – система перепускных каналов между помещениями ЗО должна быть спроектирована так, чтобы возможные ударные нагрузки на стены ЗО были снижены; – большие массы воды в ЗО не позволят конструкции быстро разогреться и в течение определенного периода времени поглощают энергию активной зоны; – система сброса давления первого контура не допускает могущее случиться воздействие выхода расплава при высоком давлении; – система контроля водорода не допускает возникновения опасной концентрации водорода. Проект системы контроля водорода должен учитывать окисление металлов в активной зоне и обеспечивать систему мониторинга концентрации водорода. Система сброса давления первого контура приводится в действие оператором. Недопущение разрушения ЗО на более позднем этапе аварии Чрезмерный набор давления в ЗО на более поздних этапах тяжелой аварии может произойти вследствие: выделения пара в результате продолжительного испарения с пола ЗО или внутри корпуса реактора; выделения неконденсируемых газов в результате паро-циркониевой реакции и выделения газов в результате взаимодействия расплава активной зоны и бетона. Следующие положения проекта послужат для недопущения более позднего разрушения ЗО: включение рециркуляционных систем ЗО, включая спринклерную систему, или восстановление их функционирования; энергоснабжение фильтруемой вентиляционной системы ЗО; подача воды в герметичное пространство ЗО, в первый контур или на пол ЗО.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

4.10.4 Удержание продуктов распада

4.11 Моделирование радиоактивного загрязнения территории131I и 137Cs при МПА/ЗА в различных метеорологических условиях

Подпись и дата

4.11.1 Выход продуктов деления в окружающую среду При оценке выбросов ПД в окружающую среду принимались следующие исходные данные и предпосылки: – свободный объем контаймента, м3 – 71040; – площадь поверхностей в контайменте, м2 - 53250; – коэффициент массопереноса в контайменте, м/с – 10-4….10-5 для молекулярного йода, 5·10-4….2·10-5 для аэрозолей;

Инв. № подл.

Взам. инв. №

Наиболее эффективный способ удержания продуктов распада в ходе тяжелой аварии - сохранять или восстановить герметичность первого контура или обеспечить герметичность ЗО. Если герметичность первого контура окажется невозможно ни сохранить ни восстановить, вода представляет собой следующий барьер, не допускающий выброса радиоактивности из топлива, поток воды, подаваемый для охлаждения топлива - достаточно высок. Вода задержит бóльшую часть продуктов распада. В большинстве своем они останутся в корпусе реактора, если тот сохранит свою герметичность. Часть продуктов распада выйдут в виде радиоактивных газов и аэрозолей, другая часть попадет в воду на полу ЗО. Проект АЭС должен обеспечивает локализацию расплава и его расхолаживание в шахте реактора. Со временем бóльшая часть твердых продуктов распада скопится на днище корпуса реактора. Газообразная часть улетучится в атмосферу ЗО, а жидкая часть будет циркулировать вместе с водой по всем помещениям ЗО. В результате срабатывания спринклерной системы большая часть продуктов распада будет эффективно связана в воде. Применение фильтруемой вентиляционной системы ЗО позволит снизить выбросы радиоактивности в окружающую атмосферу. Отфильтрованный выброс радиоактивных веществ в окружающую атмосферу при давлении в ЗО, достигающем 0,7 МПа, производится так, чтобы максимально допустимые выбросы радиоактивности не превышались. В проекте должны предусматриваться следующие средства контроля радиоактивных выбросов: – -ионизационная камера, установленная после фильтра выброса из ЗО; – система отбора проб из атмосферы ЗО на радиоактивность; – система радиационного контроля на промплощадке АЭС и вне нее. Таким образом, проектные и конструкторские положения в отношении ЗО и связывания продуктов распада можно подытожить следующим образом: – сохранение или восстановление герметичности первого контура; – сохранение герметичности реактора; – сохранение герметичности бетонной шахты реактора; – подача борированной воды от любых имеющихся систем в первый контур, корпус реактора, шахту реактора и ЗО с целью расхолаживания и связывания продуктов радиоактивного распада; – залив герметичного объема с помощью спринклерной системы; – сохранение целостности ЗО; – вентиляция ЗО и помещений важных для управления тяжелой аварией.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

– коэффициент десорбции молекулярного йода, с-1 - 10-6; – выход йодов в объем контаймента - 90 % в форме аэрозолей, 9 % - в молекулярной форме, 1 % - в соответствии с рекомендациями (Reactor safety Study WACH-1400, 1975), в виде органических соединений йода; – выход цезия – 100 % в виде аэрозолей; – неплотность контаймента, так как давление в нем не превышает проектного значения – 0,25 % объема в сутки. Для запроектной аварии (ЗА) – тяжелой - при моделировании атмосферного переноса радионуклидов в атмосфере в качестве исходных данных принимались следующие условия: – период моделирования – 24 часа; – продолжительность выброса - 1 час; – состав выброса - 131I, 137Cs; – динамика верхней и нижней границ выброса - 21-25 м; – параметры выброса - 131I – 4,0·1014, 137Cs - 3,5·1014 кБк/м2; – эффективный диаметр источника – 3 м; – скорость выхода 1,8 м/с; – перегрев – 30 ºС; – состав выброса (131I – 4,0 Е+14 Бк, 137Cs - 3,5 Е+14 Бк, 90Sr – 7,2 Е+12 Бк) с параметрами для каждого радионуклида; – динамика верхней и нижней границ выброса - 21-25 м; – постоянная распада – ln(2)·T-1, где Т – период полураспада (с); Для определения количественного состава радиационно-значимых радионуклидов в выбросе АЭС при тяжелых авариях с вероятностью аварийного выброса на уровне 10-7 1/год были проанализированы доступные данные по следующим станциям: Хмельницкая АЭС, Новая Литовская АЭС, АЭС «Куданкулам», АЭС «Балаковская, блок 5», Ленинградская АЭС-2 (таблица 4.24). В этой же таблице приведены данные по активности аварийного выброса Чернобыльской АЭС. Таблица 4.24– Выброс изотопов, Бк Атомная станция Изотоп Хмельницкая «Куданкулам» «Балаковская. ЛитАЭС Блок 5» 2,6 Е+13

4,0 Е+14

1,7 Е+14

1,04Е+15

1,0 Е+14

2,7 Е+17

1,47 Е+12

3,5 Е+14

3,6 Е+12

1,0 Е+13

3,7 Е+16

1,06 Е+10

–

7,2 Е+12

–

8,14Е+16

137

Взам. инв. № Подпись и дата Инв. № подл.

ЧАЭС

131

ЛАЭС-2

В случае запроектной аварии (ЗА) – тяжелой - в качестве исходных были приняты следующие значения ПАВ : - йод 131 – 4,0 Е+14 Бк; - цезий 137 – 3,5 Е+14 Бк; - стронций 90 - 7,2 Е+12 Бк. Рассмотрение на этапе ОВОС Белорусской АЭС только этих радионуклидов обусловлено тем фактом, что многолетние работы по ликвидации последствий аварии на ЧАЭС, показали их наибольшую радиационную значимость. Величина выброса стронция-90 была принята на уровне 7,2 Е+12 с целью обеспечения значимых результатов при расчете переноса радионуклидов с подземными водами.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

При моделировании переноса радиоактивных веществ в атмосфере в случае максимально проектной аварии (МПА) были приняты следующие исходные параметры выброса: - йод -131 – 3,2 Е+12 Бк; - цезий -137 – 3,7 Е+10 Бк.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

4.11.2 Моделирование переноса радиоактивных веществ в атмосфере Для моделирования распространения радиоактивного загрязнения в атмосфере при ЗА/МПА в зависимости от метеорологических условий использовалась автоматизированная система анализа и прогноза радиационной обстановки RECASS NT (ФИАЦ Росгидромета (ГУ НПО «Тайфун»)). Автоматизированная система RECASS NT получена РЦРКМ в рамках реализации Программы Союзного государства «Совершенствование и развитие единой технологии получения, сбора, анализа и прогноза, хранения и распространения гидрометеорологической информации и данных о загрязнении природной среды (второй этап) на 2003-2006 гг.». RECASS NT внедрена и много лет успешно используется в ФИАЦ Росгидромета, на российских АЭС - Ленингадской, Волгодонской, Нововоронежской, Кольской, Белоярской, Билибинской, Смоленской, Белоярской, Калининской, Курской, а также в РЦРКМ Департамента по гидрометеорологии Минприроды Республики Беларусь. Расчет распространения радиоактивного загрязнения при ЗА/МПА производился с использованием моделей различного пространственного разрешения. Это модели: – мезо - масштабная – до 100 км (использовалась для МПА); – трансграничная – ~ 103 км для (использовалась для ЗА). Модели рассчитывают поля плотности загрязнения подстилающей поверхности в результате сухого/влажного осаждения, проинтегрированной по времени приземной концентрации и поле приземной концентрации радионуклидов в конкретные моменты времени. Расчеты завершаются, когда облако удаляется от источника выброса на максимальное для модели расстояние или когда запас радиоактивного вещества уменьшился до 1 Е-14 от первоначального запаса. Для функционирования моделей переноса загрязняющих веществ в атмосфере использовались данные объективного анализа и численного прогноза метеорологических параметров на стандартных геопотенциальных поверхностях из прогностических центров Всемирной метеорологической организации (ВМО), получаемые в РЦРКМ. Это расчетные поля метеорологических параметров на уровне земли (10 метров на уровнем земли для компонент ветра и 2 метра над уровнем земли для температуры) и на стандартных геопотенциальных поверхностях - 1000 гПа; 925 гПа; 850 гПа; 700 гПа; 500 гПа. Результаты моделирования переноса радиоактивных веществ в атмосфере – данные интегрального выпадения радиоактивного вещества на подстилающую поверхность через 24 часа от начала аварии в виде пространственных полей со значениями в узлах сетки с регулярным шагом с заданными точностью и дискретностью. Полученные данные интегрировались в среду ГИС MapInfo в виде тематического слоя на цифровой карте территории Республики Беларусь масштаба 1: 100000. Для моделирования переноса радионуклидов в атмосфере использовались данные прогностических полей метеорологических параметров в разные периоды года. На рисунке 4.1 представлена схема с обозначением направлений ветра в румбах и градусах.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Рисунок 4.1 - Схема с обозначением направлений ветра в румбах и градусах. Распространение радиоактивных веществ в атмосфере происходит в результате турбулентной диффузии и ветрового переноса. При математическом моделировании переноса радиоактивных веществ форма следа, прежде всего, зависит от взаимодействия различных факторов атмосферной диффузии и ветрового переноса. При продолжительном выбросе радиоактивное облако имеет форму струи. В результате взаимодействия с мелкомасштабными атмосферными вихрями, поперечные размеры радиоактивного облака могут увеличиваться в разной степени. Взаимодействие с крупномасштабными атмосферными вихрями приводит к искривлению траектории. Размер атмосферных вихрей определяется, прежде всего, вертикальным профилем температуры в атмосфере и скоростью ветра. 4.11.3 Максимальная проектная авария. Результаты моделирования радиоактивного загрязнения территории при метеорологических условиях холодного периода года. В таблицах 4.24 – 4.30 и на рисунках 4.2 – 4.7 приведены результаты моделирования радиоактивного загрязнения территории при МПА.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Таблица 4.24 - Плотность загрязнения территории радионуклидами при МПА на оси следа Ю, Бк/м2 (19.03.2009) Р/н Бк/м2

0,5

Расстояние, км 5 10

131I

1,3E+04

4,7E+04

9,8E+04

1,2E+05

9,9Е+04

5,5E+04

137Cs

9,0E+02

1,2Е+03

1,4Е+03

1,3Е+03

1,0E+03

6,0Е+02

3,4Е+04

2,5Е+04

1,9Е+04

30 1,5E+04

Рисунок 4.2 - Поля плотности загрязнения территории 131I и 137Cs (след Ю) Таблица 4.25 - Плотность загрязнения территории радионуклидами при МПА на оси следа ЮЗ, Бк/м2 (18.03.2009) Р/н Бк/м2

Расстояние, км 1

131I

3,2Е+04

1,5Е+05

1,9E+05

1,6Е+05

1,2Е+05

7,1Е+04

3,9Е+04

3,0Е+04

2,2Е+04

1,7E+01

137Cs

1,4

2,4

2,0

1,4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

0,5

Рисунок 4.3 - Поля плотности загрязнения территории 131I и 137Cs (след ЮЗ)

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Таблица 4.26 - Плотность загрязнения территории радионуклидами при МПА на оси следа СЗ, Бк/м2 (24.03.2009) Р/н Бк/м2

0,5

Расстояние, км 5 10

131I

3,4Е+04

1,0Е+05

2,3Е+05

2,6Е+05

2,1Е+05

137Cs

3,1Е+02

1,2Е+03

2,9Е+03

3,0Е+03

2,4Е+03

8,4Е+04

4,3Е+04

1,2Е+04

6,9Е+03

1,2E+03

9,7Е+02

4,9Е+02

Рисунок 4.4 - Поля плотности загрязнения территории 131I и 137Cs (след СЗ) Таблица 4.27- Плотность загрязнения территории радионуклидами при МПА на оси следа С, Бк/м2 (28.03.2009) 0,5

Расстояние, км 5 10

131I

1,2E+04

6,4E+04

2,2E+05

3,0E+05

2,7E+05

137Cs

7,7E+02

1,8E+03

3,3E+03

3,8E+03

3,1E+03

6,8E+04

4,4E+04

2,5E+04

1,2E+03

5,8E+02

1,5E+04 8,1E+03

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Р/н Бк/м2

Рисунок 4.5 - Поля плотности загрязнения территории 131I и 137Cs (след С)

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Таблица 4.28 - Плотность загрязнения территории радионуклидами при МПА на оси следа СВ, Бк/м2 (27.03.2009) Р/н Бк/м2 27МПА

Расстояние, км 270309 МПА 0,5

131I

2,8Е+03

7,1Е+04

1,9E+05

2,2Е+05

2,3Е+05

1,2Е+05

7,8Е+04

5,2Е+04

3,7Е+04

2,5E+04

137Cs

8,4Е+02

2,0Е+03

2,3Е+03

2,4Е+03

2,1Е+03

1,5Е+03

9,2Е+02

Рисунок 4.6 - Поля плотности загрязнения территории 131I и 137Cs (след СВ) Таблица 4.29 - Плотность загрязнения территории радионуклидами при МПА на оси следа В, Бк/м2 (17.03.2009) 0.5

Расстояние, км 5 10

131I

1,6E+04

6,3E+04

8,6E+04

8,2E+04

5,6E+04

137Cs

8,5E+02

1,0E+03

1,1E+03

8,6E+02

6,2E+02

2,6E+04

1,5E+04

1E+04

7,1E+03

5,4E+03

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Р/н Бк/м2

Рисунок 4.7 - Поля плотности загрязнения территории 131I и 137Cs (след В)

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Таблица 4.30 - Плотность загрязнения территории радионуклидами при МПА на оси следа ЮВ, Бк/м2 (25.03.2009) Р/н Бк/м2

0,5

Расстояние, км 5 10

131I

3,1Е+04

4,6Е+04 1,2E+05

1,1Е+05

9,1Е+04

5,1Е+04 3,3Е+04

2,3Е+04

1,7Е+04

1,3E+04

137Cs

6,9Е+02

7,9Е+02 1,5Е+03

1,5Е+03

1,1Е+03

6,2Е+02 4,0Е+02

2,8Е+02

2,1Е+02

1,6Е+02

Рисунок 3.19 - Поля плотности загрязнения территории 131I и 137Cs (след ЮВ) 4.11.4 Запроектная авария (тяжелая). Результаты моделирования радиоактивного загрязнения территории при ЗА в метеорологических условиях холодного периода года В таблицах 4.31 – 4.36 и на рисунках 4.8 - 4.14 приведены результаты моделирования радиоактивного загрязнения территории при ЗА. Плотность загрязнения территории 131I и 137Cs на оси следа приведена в таблице 4.30. Таблица 4.30 - Плотность загрязнения территории радионуклидами при ЗА на оси следа Ю, Бк/м2 (19.03.2009) 0,5

Расстояние, км 5 10

131I

2,6Е+06 9,8Е+06

3,6Е+06

1,3Е+06

1,0E+06

4,1Е+05

2,1Е+05 1,3Е+05

7,1Е+04

5,6E+04

137Cs

1,8Е+06 9,2Е+06

3,2Е+06

1,5Е+06

9,6Е+05

3,9Е+05

1,9Е+05 1,2Е+05

8,6E+04

6,4E+04

90Sr

3,1Е+04 1,8Е+05

7,1Е+04

3,3Е+04

2,0Е+04

8,1Е+03

3,8Е+03 2,0Е+03

1,8Е+03

1,4Е+03

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Р/н Бк/м2

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Рисунок 4.8 - Поля плотности загрязнения территории 131I и 137Cs (след Ю) Таблица 4.32 - Плотность загрязнения территории радионуклидами при ЗА на оси следа ЮЗ, Бк/м2 (18.03.2009) Р/н Бк/м2 18ЗА

Расстояние, км 0,5

131I

9,1Е+05

1,5Е+07

137Cs

1,5Е+06

90Sr

1,5Е+05

2,5Е+07 2,2Е+07

1,4Е+07

8,8E+06

1,6Е+07

2,0Е+07 1,9Е+07

1,4Е+07

2,9Е+05

4,4Е+05 4,1Е+05

2,9Е+05

5,5Е+06 3,7Е+06

2,8Е+06

2,2Е+06

8,0Е+06

4,4Е+06 3,4Е+06

2,6Е+06

1,9E+06

1,6Е+05

1,0Е+05 7,2Е+04

4,8Е+04

4,0Е+04

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Рисунок 4.9 - Поля плотности загрязнения территории 131I и 137Cs (след ЮЗ).

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Таблица 4.33 - Плотность загрязнения территории радионуклидами при ЗА на оси следа СЗ, Бк/м2 (24.03.2009) Р/н Бк/м2

0,5

Расстояние, км 5 10

2,8Е+04

4.8Е+04

1,4Е+04

2,3Е+05

7,9E+05

1,5Е+06

1,4Е+06

8,8Е+05

4,6Е+05

2,5E+05

137Cs

6,7Е+04

1,7Е+05

5,5Е+05

7,4Е+05

6,9Е+05

2,1Е+06

1,3Е+06

5,1Е+05

1,1E+05

2,2E+04

90Sr

1,5Е+03

5,0Е+03

1,5Е+04

2,1Е+04

1,7Е+04

4,3Е+04

2,9Е+04

1,2Е+04

7,4Е+03

3,0Е+03

131

Таблица 4.34 - Плотность загрязнения территории радионуклидами при ЗА на оси следа З, Бк/м2 (24.03.2009) Р/н Бк/м2

0,5

Расстояние, км 5 10

131I

6,1Е+03

1,3Е+04

2,1Е+05

1,9Е+05

6,7Е+05

2,1Е+06

1,2Е+06 5,9Е+05 3,8Е+05 2,4E+05

137Cs

3,5Е+02

4,8Е+03

7,2Е+03

8,5Е+04

3,9Е+05

2,9Е+06

1,6Е+06 7,3Е+05 3,8Е+05 2,3Е+05

90Sr

2,0Е+03

5,0Е+03

1,1Е+04

1,4Е+04

7,1Е+03

3,8Е+034 3,5Е+03 4,0Е+03 3,6Е+03 2,9Е+03

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Рисунок 4.10 - Поля плотности загрязнения территории 131I и 137Cs (след З)

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Таблица 4.35 - Плотность загрязнения территории радионуклидами при ЗА на оси следа С, Бк/м2 (28.03.2009) Р/н Бк/м2

0,5

Расстояние, км 5 10

3,2Е+06 1,7E+06

6,2Е+06

2,4Е+06

2,3Е+06

1,7Е+06

2,6Е+06

1,7Е+06 5,2Е+06

2,6Е+06

2,3Е+06

1,6E+06

1,5E+06

5,6Е+04

3,2Е+04 1,0Е+05

4,8Е+04

4,6Е+04

3,1Е+04

2,6Е+04

131I

2,1Е+05

1,3Е+06

4,0Е+06

4,9Е+06

137Cs

8,5Е+05

3,7Е+06

4,6Е+03

90Sr

2,4Е+04

6,2Е+04

9,6Е+04

Рисунок 4.11 - Поля плотности загрязнения территории 131I и 137Cs (след С) Таблица 4.35 - Плотность загрязнения территории радионуклидами при ЗА на оси следа СВ, Бк/м2 (27.03.2009) Р/н Бк/м2

0,5

Расстояние, км 5 10

5,5Е+05

4,2Е+05

4,3Е+05

1,4Е+06

1,8E+06

2,0Е+06

1,3Е+06

7,7Е+05

4,9Е+05 3,1E+05

137Cs

4,5Е+05

4,1Е+05

4,0Е+05

4,9Е+05

3,5Е+06

1,9Е+06

1,3Е+06

7,7Е+05

4,7Е+05 3,1E+05

90Sr

9,2Е+03

8,5Е+03

8,0Е+03

1,0Е+04

5,9Е+04

3,9Е+04

2,6Е+04

1,6Е+04

9,4Е+03 6,3Е+03

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

131I

Рисунок 4.12 - Поля плотности загрязнения территории 131I и 137Cs (след СВ)

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Таблица 4.35 - Плотность загрязнения территории радионуклидами при ЗА на оси следа В, Бк/м2 (17.03.2009) Р/н Бк/м2

0,5

Расстояние, км 5 10

131I

6,6Е+05 2,5Е+06

2,8Е+06

1,3Е+06

8,3Е+05

3,4Е+05

2,0Е+05

1,2Е+05

8,3Е+04

6,4Е+04

137Cs

6,2Е+05 2,2Е+06

2,9Е+06

1,1Е+06

6,8Е+05

3,3Е+05

1,9Е+05

1,2Е+05

7,9Е+04

6,1Е+04

90Sr

3,1Е+04 4,3Е+04

6,0Е+04

2,3Е+04

1,8Е+04

6,5Е+03

4,0Е+03

2,6Е+03

1,6Е+03

1,3Е+03

Рисунок 4.13 - Поля плотности загрязнения территории 131I и 137Cs (след В) Таблица 4.36 - Плотность загрязнения территории радионуклидами при ЗА аварии на оси следа ЮВ Бк/м2 (25.03.2009) Р/н Бк/м2

0,5

Расстояние, км 5 10

131I

5,0Е+04

6,4Е+04

6,8Е+04

1,2Е+05

1,1Е+05

137Cs

5,1Е+04

7,4Е+05

8,8Е+04

1,1Е+05

90Sr

1,1Е+03

1,4Е+03

1,8Е+03

2,1Е+03

1,7Е+05

8,6Е+05

5,4Е+05

2,7Е+05

2,9Е+05

1,0Е+05

2,2Е+05

7,9Е+05

5,3Е+05

2,6Е+05

2,7E+05

2,1Е+03

4,4Е+03

1,5Е+04

1,1Е+04

5,5Е+03

5,9Е+03

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Рисунок 4.14 - Поля плотности загрязнения территории 131I и 137Cs (след ЮВ)

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

4.12 Трансграничный перенос 4.12.1 Результаты моделирования радиоактивного загрязнения территории при ЗА в метеорологических условиях теплого периода года Для расчета радиоактивного загрязнения при метеорологических условиях летнего периода года было рассмотрено 2 сценария для запроектных аварий (тяжелых). Сценарий 1 включал следующие параметры: – период моделирования – 24 часа; – продолжительность выброса- 1 час; – состав выброса - 131I, 137Cs; – динамика верхней и нижней границ выброса - 21-25м; – эффективный диаметр источника – 3м; – скорость выхода 1,8 м/с, – перегрев – 30 ºС. Выброс изотопов 131I – 1 E+14 Бк, 137Cs – 1 E+13 Бк (из таблицы 4.24 для ЛАЭС-2). Cценарий 2 включал следующие параметры: – период моделирования – 24 часа; – продолжительность выброса- 1 час; – состав выброса - 131I, 137Cs; – динамика верхней и нижней границ выброса - 21-25 м; – эффективный диаметр источника – 3 м; – скорость выхода 1,8 м/с; – перегрев - 30º; – параметры выброса – выход изотопов 131I в объем контаймента – 90 % в форме аэрозолей, выход 137Cs – 100 % в форме аэрозолей. Выброс изотопов 131I – 3,1 E+15 Бк и 137Cs – 3,5 E+14 Бк. Расчет радиоактивного загрязнения территории производился с использованием трансграничной модели. В случае трансграничного загрязнения производился расчет площади зон загрязнения (для различных уровней), попавших на территорию сопредельных государств.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

4.12.1.1 Северо – западный след Метеорологическая ситуация: погода определялась западной периферией обширного малоподвижного антициклона с центром над Воронежской областью. Преимущественно без осадков, лишь по западу Брестской области под влиянием малоактивного атмосферного фронта прошли кратковременные дожди. Ветер юго-восточный умеренный. На метеостанции Лынтупы на начало аварии зафиксированы: – температура воздуха 4,2 °С; – направление ветра - 120°; – юго-восточный, 1м/с; – давление 995,7гПа; – точка росы 1,7 °С; – общая облачность 0 %; – категория устойчивости – F. На метеостанции Вильнюс зафиксированы: – температура воздуха 5,5 °С; – направление ветра - 130°; – юго-восточный, 1 м/с;

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

– давление 1001,1гПа; – точка росы 4,3 °С; – общая облачность 0 %; – категория устойчивости – F. Осадков не наблюдалось. Моделирование производилось с использованием данных прогностических полей метеорологических параметров из Московского прогностического центра при следующих условиях: – ветер на высоте 10 метров южный – 20-28 км/ч; – температура на высоте два метра над землей – 6,0 – 7,2 °С. Высота слоя перемешивания достигала 0,4 км. Параметр устойчивости Смита – 4. Плотность загрязнения территории 131I и 137Cs на оси следа приведена в таблице 4.37 и рисунке 4.15 Таблица 4.37 - Плотность загрязнения территории радионуклидами на оси следа СЗ, Бк/м2 (11.04.2009) Р/н Бк/м2 110400

Расстояние, км 0,5

Сценарий 1 I-131

4,0Е+04

5.3Е+04

8,0Е+04

1,2Е+05

8,9E+04

1,7Е+05

1,0Е+05

6,9Е+04

6,0Е+04

5,4E+04

Cs-137

4,3Е+03

5,7Е+03

8,6Е+03

1,3Е+04

9,7Е+03

1,8Е+04

1,1Е+04

7,5Е+03

6,5E+03

5,8E+03

Сценарий 2 9,7Е+05

1.3Е+06

2,1Е+06

2,7Е+06

2,3E+06

5,0Е+06

2,9Е+06

2,1Е+06

1,7Е+06

1,7E+06

Cs-137

1,2Е+05

1,6Е+05

2,6Е+05

3,5Е+05

2,9Е+05

6,0Е+05

3,7Е+05

2,6Е+05

2,2E+05

1,9E+05

Взам. инв. №

I-131

Инв. № подл.

Подпись и дата

Рисунок 4.15– Сценарий 1. Поля плотности загрязнения территории 131I и Cs-137 (след СЗ)

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

В таблицах 4.38- 4.40 и на рисунке 4.16 приведены площади загрязнения радионуклидами территории сопредельных государств. Таблица 4.38 - Площадь загрязнения территории 131I для различных уровней по результатам моделирования при ЗА с северо-западным следом Сценарий 1 Уровни загрязнения 131I (кБк) 0,8-3,7 3,7-7,4 2 Площадь загрязнения для уровня (км ) 4400 1700 Площадь загрязнения территории со4366 1678 предельных государств для уровня (км2) Сценарий 2 Уровни загрязнения 131I (кБк) 37-110 110-370 Площадь загрязнения для уровня (км2) 210 300 Площадь загрязнения территории со- 181,3 231,1 предельных государств для уровня (км2)

7,4-37 1500 1371

37-74 150 77,3

74-190 63 2.4

370-740 740-1900 1900-5700 240 310 99 209,2 232,5 7,2

Таблица 4.39 - Площадь загрязнения территории 137Cs для различных уровней по результатам моделирования при ЗА с северо-западным следом Сценарий 1 Уровни загрязнения 137Cs (кБк) Площадь загрязнения для уровня (км2) Площадь загрязнения территории сопредельных государств для уровня (км2) Сценарий 2 Уровни загрязнения 137Cs (кБк) Площадь загрязнения для уровня (км2) Площадь загрязнения территории сопредельных государств для уровня (км2)

0,2-0,37 2400

0,37-0,74 1800

0,74-3,7 1600

3,7-7,4 160

7,4-19 79

2320

1736

1436

4,1

3,7-19 320

19-37 150

37-74 210

74-260 470

260-700 52

256,9

110,3

155,9

304,9

3,8

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

4.12.1.2 Юго-западный след Метеорологическая ситуация: погода определялась полем повышенного давления, осадки отсутствовали. Ветер северо-западный, порывистый. На метеостанции Ошмяны на начало аварии зафиксированы: – температура воздуха 18,4 °С; – направление ветра – 20 °; – северный, 5 м/с, давление 989,7 гПа; – точка росы 7,1 °С; – общая облачность 40 % – облака нижнего яруса 20 %; – категория устойчивости – С.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

На метеостанции Вильнюс зафиксированы: – температура воздуха 20,0 °С; – направление ветра – 50 °; – северо-восточный, 5 м/с; – давление 996,1 гПа; – точка росы 8,1 °С; – общая облачность 70 %; – облака нижнего яруса 20 %; – категория устойчивости – D. Осадков не наблюдалось. Моделирование производилось с использованием данных прогностических полей метеорологических параметров из Московского прогностического центра при следующих условиях: ветер на высоте 10 метров северо-восточный, 27 км/ч, температура на высоте 2 метра над землей: 17 °С. Высота слоя перемешивания достигала 0,73 км. Параметр устойчивости Смита – 3,5. Плотность загрязнения территории радионуклидами на оси следа ЮЗ и поля плотности загрязнения приведены в таблице 4.40 и на рисунке 4.16 Таблица 4.40 - Плотность загрязнения территории радионуклидами на оси следа ЮЗ, Бк/м2 (30.04.2009) Р/н Бк/м2 300412

Расстояние, км 0,5

Сценарий 1 5.3Е+04

8,0Е+04

1,2Е+05

8,9E+04

1,7Е+05

1,0Е+05 6,9Е+04

6,0Е+04

5,4E+04

Cs-137 3,7Е+03 5,8Е+03

9,1Е+03

1,3Е+04

2,3Е+04

5,7Е+03

4,1Е+03 2,9Е+03

2,8E+03

2,0E+03

I-131

4, 04

Сценарий 2 9,7Е+05 1.3Е+06

2,1Е+06

2,7Е+06

2,3E+06

5,0Е+06

2,9Е+06 2,1Е+06

1,7Е+06

1,7E+06

Cs-137 1,2Е+05 1,6Е+05

2,6Е+05

3,5Е+05

2,9Е+05

6,0Е+05

3,7Е+05 2,6Е+05

2,2E+05

1,9E+05

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

I-131

Рисунок 4.16 - Поля плотности загрязнения территории 131I и Cs-137 (след ЮЗ)

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Площадь загрязнения территории 131I для различных уровней по результатам моделирования при ЗА с юго-западным следом приведена в таблицах 4.41 и 4.42. Таблица 4.41 - Площадь загрязнения территории 131I для различных уровней по результатам моделирования при ЗА с юго-западным следом Сценарий 1 Уровни загрязнения 131I (кБк) 1,5-3,7 3,7-11 11-37 37-74 74-220 2 Площадь загрязнения для уровня (км ) 3900 1200 370 76 34 Площадь загрязнения территории со- 1177,2 488 103,1 0 0 предельных государств для уровня (км2) Сценарий 2 Уровни загрязнения 131I (кБк) 37-150 150-370 370-1100 1100-3700 3700-8100 Площадь загрязнения для уровня (км2) 6600 820 290 76 34 Площадь загрязнения территории со- 3190,1 484,6 30,9 0 0 предельных государств для уровня (км2)

Таблица 4.41- Площадь загрязнения территории 137Cs для различных уровней по результатам моделирования при ЗА с юго-западным следом Сценарий 1 Уровни загрязнения 137Cs (кБк) 0,11-1,37 Площадь загрязнения для уровня (км2) 7900 Площадь загрязнения территории со2996 предельных государств для уровня (км2) Сценарий 2 Уровни загрязнения 137Cs (кБк) 11-37 2 Площадь загрязнения для уровня (км ) 1800 Площадь загрязнения территории со436 предельных государств для уровня (км2)

1,37-1,1 1400 1343,4

1,1-3,7 440 295,8

3,7-7,4 76 0

7,4-24 34 0

37-74 250 86,8

74-150 130

150-370 76

370-990 34

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

4.12.1.3 Восточный след Метеорологическая ситуация 5 мая 2009 г.: погода определялась прохождением малоактивного атмосферного фронта. Повсеместно сохранялась теплая, преимущественно сухая погода, лишь ночью по западу Брестской области отмечались небольшие дожди. На метеостанции Нарочь на начало аварии зафиксированы: – температура воздуха 14,4 °С; – направление ветра – 250 °; – западный, 2 м/с; – давление 1013,0 гПа; – точка росы 2,7 °С; – общая облачность 90 %; – облака нижнего яруса – 40 %; – категория устойчивости –D. На метеостанции Вилейка зафиксированы: – температура воздуха 15,9 °С; – направление ветра – 350 °; – северный, 3 м/с, давление 993,3 гПа;

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

– точка росы 1,7 °С; – общая облачность 90 %; облачность нижнего яруса – 20 %; – категория устойчивости –D. Моделирование производилось с использованием данных прогностических полей метеорологических параметров из Московского прогностического центра при следующих условиях: – ветер на высоте 10 метров западный, 25 км/ч; – температура на высоте два метра над землей – 11 °С. Осадки отсутствовали. Высота слоя перемешивания достигала 0,11 км. Параметр устойчивости Смита –5,6. Плотность загрязнения территории радионуклидами на оси следа и поля плотности загрязнения территории 131I приведены в таблице 4.43 и на рисунке 4.17. Таблица 4.43 - Плотность загрязнения территории радионуклидами на оси следа В, Бк/м2 (05.05.2009). Р/н Бк/м2 050512

Расстояние, км 0,5

Сценарий 1 5,3Е+05 7,1Е+05

1,0Е+06

1,1Е+06

4,6E+05

1,4E+05 1,4Е+05

8,7Е+04

7,5Е+04

5,0E+04

Cs-137 5,6Е+04 8,1Е+04

1,2Е+05

6,8Е+04

1,5Е+04 1,5Е+04

1,1Е+04

7,2E+03

5,4E+03

I-131

Сценарий 2 1,6Е+07 2.2Е+07

3,5Е+07

3,7Е+07

1,9E+07

3,9Е+09 3,9Е+06

3,1Е+06

2,1Е+06

1,6E+06

Cs-137 2,1Е+06 2,8Е+06

4,1Е+06

4,4Е+06

2,2Е+06

5,4Е+05 5,6Е+05

3,5E+05

2,5E+05

2,1E+05

Рисунок 4.17 - Поля плотности загрязнения территории 131I на (след В)

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

I-131

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Моделирование производилось с использованием данных прогностических полей метеорологических параметров из Московского прогностического центра при следующих условиях: ветер на высоте 10 метров западный, 25 км/ч, температура на высоте 2 метра над землей – 11 °С. Осадки отсутствовали. Высота слоя перемешивания достигала 0,11 км. Параметр устойчивости Смита –5,6. 4.12.1.4 Северо-восточный след

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Метеорологическая ситуация: погода определялась областью повышенного давления, во второй половине дня с территории Польши смещался атмосферный фронт. Наблюдалась неустойчивая, облачная с прояснениями погода. На метеостанции Лынтупы на начало аварии зафиксированы: – температура воздуха 12,7 °С; – направление ветра - 250°; – западный, 4 м/с; – давление 993,7 гПа; – точка росы 9,5 °С; – общая облачность 100%; – облачность нижнего яруса 100%; – категория устойчивости – D. На метеостанции Нарочь зафиксированы: – температура воздуха 12,9 °С; – направление ветра - 290°; – западный, 1 м/с; – давление 998,3 гПа; – точка росы 11,5 °С; – общая облачность 100 %; – облачность нижнего яруса 100%; – категория устойчивости – D. Моделирование производилось с использованием данных прогностических полей метеорологических параметров из Московского прогностического центра при следующих условиях: ветер на высоте 10 метров западный-юго-западный, 23-24 км/ч, температура на высоте два метра над землей – 20,0 °С. Высота слоя перемешивания достигала 0,6 км. Параметр устойчивости Смита – 3,5. Плотность загрязнения территории радионуклидами на оси следа и поля плотности загрязнения территории 131I на оси следа приведены в таблице 4.44 и на рисунке 4.18.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Таблица 4.44 - Плотность загрязнения территории радионуклидами на оси следа С-В, Бк/м2 (09.05.2009) Р/н Бк/м2 090500

Расстояние, км 0,5

Сценарий 1 I-131

3,9Е+04

5,5Е+04

7,3Е+04

1,2Е+05

2,0Е+05

6,3Е+04

4,2Е+05

2,5Е+04

3,2Е+04 1,9E+04

Cs-137

2,3Е+04

3,4Е+04

5,4Е+04

7,6Е+04

5,0Е+04

1,0Е+04

1,1Е+04

6,9Е+03

5,9E+03 4,4E+03

Сценарий 2 I-131

1,2Е+06

2.1Е+06

2,9Е+06

3,8Е+06

6,4E+06

2,4Е+06

1,2Е+06

8,7Е+05

9,7Е+05 6,3Е+05

Cs-137

1,7Е+05

2,1Е+05

3,6Е+05

5,3Е+05

9,1Е+05

2,3Е+05

1,5Е+05

1,0Е+05

1,3E+05 7,8E+04

Рисунок 4.18 - Поля плотности загрязнения территории 131I на (след СВ)

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

4.12.1.5 Северо-западный след 10.05.2009 Метеорологическая ситуация: погода определялась полем повышенного атмосферного давления. Наблюдалась переменная облачность. Преимущественно без осадков. На метеостанции Лынтупы на начало аварии зафиксированы: – температура воздуха 18,0 °С; – направление ветра - 220°; – юго-западный, 3 м/с; – давление 996,2 гПа; – точка росы 0,9 °С; – общая облачность 20 %; – категория устойчивости – B. На метеостанции Утена (Литва) зафиксированы: – температура воздуха 18,1 °С; – направление ветра - 190°; – южный, 4 м/с; – давление 1008,0 гПа; – точка росы 2,1 °С; – общая облачность 60 %; – категория устойчивости – С.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Осадков не наблюдалось. Моделирование производилось с использованием данных прогностических полей метеорологических параметров из Московского прогностического центра при следующих условиях: – ветер на высоте 10 метров юго-юго-восточный; – 23-27 км/ч; – температура на высоте два метра над землей; – 12,0 °С. Высота слоя перемешивания достигала 0,45км. Параметр устойчивости Смита – 3,5. Плотность загрязнения территории радионуклидами при ЗА на оси следа СЗ и поля плотности загрязнения территории 131I приведены в таблице 4.45 и на рисунке 4.19. Таблица 4.45 - Плотность загрязнения территории радионуклидами при ЗА на оси следа СЗ, Бк/м2 (10.05.2009) Р/н Бк/м2 100512

Расстояние, км 0,5

Сценарий 1 1,7Е+03 2,1Е+03

4,8Е+03

1,9Е+04

3,8E+04

8,9E+04

9,5Е+04

9,0Е+04

7,9Е+04 5,2E+04

Cs-137 1,6Е+02 2,0Е+03

5,5Е+02

2,0Е+03

4,4Е+03

9,6Е+03

1,1Е+04

8,4E+03 5,7E+03

I-131

Сценарий 2 2,3Е+04 2.7Е+04

1,1Е+05

5,7Е+05

1,2E+06

2,6Е+06

2,7Е+06

2,6Е+06

2,2Е+06 1,5E+06

Cs-137 2,7Е+03 3,5Е+04

1,7Е+04

6,2Е+04

1,5Е+05

3,4Е+05

3,9Е+05

3,7E+05

2,6E+05 1,9E+05

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

I-131

Рисунок 4.19 - Поля плотности загрязнения территории 131I (след СЗ) Площадь загрязнения территории 131I для различных уровней по результатам моделирования для аварии с северо-западным следом приведена в таблице 4.46, 137Cs – в таблице 4.46.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Таблица 4.46 - Площадь загрязнения территории 131I для различных уровней по результатам моделирования для аварии с северо-западным следом Уровни загрязнения 131I (кБк) Площадь зоны (км2) Площадь зоны на трансграничной территории (км2) Уровни загрязнения 131I (кБк) Площадь зоны (км2) Площадь зоны на трансграничной территории (км2)

Сценарий 1 0,74-3,7 3,7-7,4 3500 1500 3252,9 1290,9 Сценарий 2 37-74 74-185 1400 1900 1167,7 1682,4

7,4-15 1700 1512

15-37 1100 940,4

185-370 1600 1405,5

370-1110 1700 1531,7

37-120 220 110,3

1110-3600 220 111,2

Таблица 4.46 - Площадь загрязнения территории 137Cs для различных уровней по результатам моделирования для аварии с северо-западным следом Сценарий 1 Уровни загрязнения 137Cs (кБк) 0,37-1,1 1,1-3,7 3,7-7,4 7,4-11 11-13 Площадь загрязнения для уровня 2400 2000 180 66 10,0 2 (км ) Площадь загрязнения террито- 2187,8 1822,3 64,8 6,7 0,2 рии сопредельных государств для уровня (км2) Сценарий 2 Уровни загрязнения 137Cs (кБк) 3,7-37 37-74 74-148 148-370 370-440 Площадь загрязнения для уровня 5000 1800 360 180 8,2 (км2) Площадь загрязнения террито- 4762,6 1622,3 214,3 77,3 рии сопредельных государств для уровня (км2)

Загрязнение территории сопредельного государства (Литва) возможно при С-З и Ю-З направлении следа радиоактивного выброса при ЗА авариях (таблицы 4.39, 4.41, 4.46 рисунки 4.15. 4.16, 4.19) В соответствии с действующим в республике Беларусь законодательством можно провести ранжирование загрязненных территорий Литовской Республики (таблица 4.47).

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

4.12.2 Анализ результатов моделирования

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Таблица 4.47 – Зоны радиоактивного загрязнения Зона радиоактивного загрязнения, км 2 Зона первочеЗона последуЗона с правом сценарий редного отсеющего отселена отселение, 137 ления, ния, Cs 555Cs137 185-555 137 2 Cs >1480кБк/ 1480 кБк/м кБк/м2 м2 №1 №2

– –

№1 №2

– –

№1 №2

– –

С-З след – – Ю-З след – – С-З след 10.05.2009 – –

Зона проживания с периодическим радиационным контролем, Cs137 37 – 185 кБк/м2

– 3,8

– 459

– –

– 86,9

– 77,3

– 1836,6

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Из таблицы видно, что загрязнение территории Литвы Cs 137 свыше 37 кБк/м2 (1 Ки/км2) наблюдается для сценария № 2. В этом сценарии выброс изотопов принимался равным:131I – 3,1 E+15 Бк и 137Cs – 3,5 E+14 Бк. Данные значения в три раза превышают аналогичные, рассматриваемые в ОВОС новой АЭС в Литве (таблица 4.24). Следует отметить, что современные технические решения в части обеспечения безопасности проекта АЭС-2006 (ВВЭР-1200) обеспечивают значительно более низкие уровни предельных аварийных выбросов АЭС (таблица 4.48, 4,49). Таблица 4.48 - Предельный аварийный выброс радионуклидов в окружающую среду через пассивную систему вентиляции Нововоронежской АЭС-2 Радионуклид Выброс, Бк Mo – 99 4,75. 10 12 Sr – 90 1,09. 10 11 Sr – 91 1,89. 10 11 Sr – 89 1,34. 10 12 Ru – 106 6,91. 10 11 Ru – 103 2,08. 10 12 I – 131 * 3,45. 10 12 I – 132 * 4,28. 10 12 Te – 132 3,82. 10 12 Te - 131m 7,54. 10 10 Te – 133 1,21. 10 12 Xe – 133 7,49. 10 15 Cs – 137 4,00. 10 11 Cs – 134 6,40. 10 11 Cs – 136 9,94. 10 10 Ba – 140 3,68. 10 12 La - 140 2,90. 10 12 Ce – 141 5,77. 10 11

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Окончание таблицы 4.48 Радионуклид Ce – 143 Ce – 144 Сумма __________________

Выброс, Бк 2,93. 10 11 4,38. 10 11 7,52. 10 15

*Указан суммарный выброс молекулярного, аэрозольного и органического йода

Таблица 4.49 – Выброс радионуклидов в окружающую среду за счет байпаса ЗО. Высота выброса Н = 0 м. Нововоронежская АЭС – 2 Радионуклид Выброс, Бк Mo – 99 4,75. 10 13 Sr – 90 1,09. 10 12 Sr – 91 1,89. 10 12 Sr – 89 1,34. 10 13 Ru – 106 6,91. 10 12 Ru – 103 2,08. 10 13 I - 131 * 3,16. 10 13 I - 132 * 3,93. 10 13 Te – 132 3,82. 10 13 Te - 131m 7,54. 10 11 Te – 133 1,21. 10 13 Xe – 133 7,49. 10 13 Cs – 137 4,00. 10 12 Cs – 134 6,40. 10 12 Cs – 136 9,94. 10 11 Ba – 140 3,68. 10 13 La - 140 2,90. 10 13 Ce – 141 5,77. 10 12 Ce – 143 2,93. 10 12 Ce – 144 4,38. 10 11 Сумма 7,52. 10 14 _________________

Предложенные значения ПАВ для Нововоронежской АЭС на два-три порядка ниже значений, используемых в расчетах. Учитывая прямо пропорцианальную зависимость «активность – плотность загрязнений», можно утверждать, что загрязнение территории Литвы долгоживущими радионуклидами в результате ЗА на Белорусской АЭС будет отсутствовать.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

*Указан суммарный выброс молекулярного, аэрозольного и органического йода

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

4.13 Резюме В настоящем разделе ОВОС рассмотрены режимы максимальных проектных и запроектных аварий. Описаны сценарии развития наиболее серьезных аварий, приведены значения аварийных выбросов радионуклидов в атмосферу. Проведена оценка ПАВ для тяжелых аварий с вероятностью аварийного выброса на уровне 10-7 1/год, рассмотрены два сценария ЗА с ПАВ для радиационно значимых нуклидов (таблица 4.50). Таблица 4.50 – ПАВ используемые при моделировании Сценарий 1

Сценарий 2

йод 131 – 4,0 Е+14 Бк;

йод 131 – 3,1 Е+15 Бк

цезий 137 – 3,5 Е+14 Бк;

цезий 137 – 3,5 Е+14

стронций -90 – 7,2 Е+12 Бк.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Проведено моделирование переноса радиоактивных веществ в атмосфере и оценена плотность загрязнения территории радионуклидами в зависимости от метеорологических условий. Анализ подготовленных результатов моделирования позволил выбрать 2 наиболее консервативных сценария. Результаты данных сценариев переданы для оценки радиологических последствий при запроектных авариях. Результаты данных оценок будут приведены в книге 4, разделы 4, 5, 6, 8, 9 и книге 5, раздел 1 настоящего ОВОС. Следует отметить, что в расчетах сознательно использовались значения ПАВ соизмеримые с приведенными в ОВОС Новой Литовской АЭС. Имеющиеся литературные данные ПАВ для наиболее радиационно значимых нуклидов и соответствующий им радионуклидный состав выброса удовлетворяют приемочным критериям верификационной процедуры EUR проектов, что подтверждает выполнение поставленных в ТЗ на АЭС-2006 целей, а именно: - исключить необходимость введения экстренной эвакуации и длительного отселения населения за пределами промплощадки; - ограничить радиусом не более 3 км зону планирования обязательных защитных мероприятий для населения; - ограничить защитные меры в ЗПЗМ временным укрытием населения, йодной профилактикой.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

4.14 Список ссылочных нормативных документов и литературы 1 2

3 4

5 6

10 11 12

Взам. инв. №

Инв. № подл.

Подпись и дата

15 16

Рекомендации по анализу аварии для АЭС с реакторами типа ВВЭР, IAEA-EBP-WWER-01. МАГАТЭ, 1995 Безруков Ю.А., Астахов В.И., Брантов В.Г. и др. Экспериментальные исследования и статистический анализ данных по кризису теплообмена в пучках стержней для реактора ВВЭР. "Теплоэнергетика" № 2, с. 80-82, 1976 ПНАЭ Г-03-33-93. Размещение атомных станций. Основные критерии и требования по обеспечению безопасности. Москва, 1993 СП 2.6.1.758-99. Государственные санитарно-эпидемиологические правила и нормативы. 2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). Минздрав России, 1999 Safety series № 115. International Basic Safety Standards for Protection Against Ionizing Radiation and for The Safety of Radiation Sources. IAEA, Vienna, 1996 В.В. Бондарев и др. Исследование форм радиоактивного иода в вентиляционных и вспомогательных системах АЭС с ВВЭР. Сборник Радиационная безопасность и защита АЭС, вып. 11, с.124…128, М., 1986 J.E. Cline et al. Measurements of 129I and radioactive particulate concentration in the TMI-2 containment atmosphere during and after the venting. GEND-009, 1981 Н.Ф. Репников. Осаждение радиоактивного иода на аэрозоли. Сборник Радиационная безопасность и защита АЭС, выпуск 9, страницы 11…15, Москва, 1985 Методы расчета распространения радиоактивных веществ с АЭС и облучения окружающего населения. НТД 38.220.56-84. Москва, Энергоатомиздат, 1984 Предварительный отчет по обоснованию безопасности БлкАЭС блок 5, 29.11.04, Версия 0 АЭС «Куданкулам» инв № 859, 18.07.2001 Вопросы физики атмосферы. Сборник статей, НПО «Тайфун», СанктПетербург, Гидрометиздат 1998 г., 516 с Шершаков В.М., Цатуров Ю.С., Питкевич В.А., Возженников О.И., Свиркунов П.Н., Бородин Р.В., Булгаков В.Г. Место информационных технологий и физико-математического моделирования распространения радиоактивных веществ в системе реагирования на радиационные аварии: Труды Международной конференции «Радиационное наследие XX века: Восстановление окружающей среды», РАДЛЕГ-2000, Москва, 30 октября - 3 ноября 2000 г. Стандарт «Правила по гидрометеорологии и мониторингу окружающей среды (ПГМ). Расчет рассеяния загрязняющих веществ в атмосфере при аварийных выбросах», 2008 г. Н.Г.Гусев, В.А.Беляев: «Радиоактивные выбросы в биосфере», М.:Энергоатомиздат, 1991г.,254 с Руководство по организации контроля состояния природной среды в районе расположения АЭС. / Под ред. К. П. Махонько – Ленинград. Гидрометеоиздат. 1990 Нормы радиационной безопасности (НРБ-2000). ГН 2.6.1.8-127 – 2000, Минск, 2000.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

18 19

20 21

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Нововоронежская АЭС-2 с энергоблоками № 1 и № 2 Раздел 4.8 Радиационная защита ФГУП «Атомэнергопроект» Изм.2 25.08.08 Закон Республики Беларусь «О правовом режиме территорий, подвергшихся радиоактивному загрязнению в результате катастрофы на чернобыльской АЭС» от 12 ноября 1991 г Хмельницкая АЭС Энергоблок № 2 Оценка воздействия на окружающую среду КИЭП «Энергопроект» ред.1 Новая атомная электростанция в Литве. ОВОС. NNPP_EIAR_D2_Combined_RU_200808_FINAL Требования европейских энергетических компаний к АЭС с легководными реакторами. Том2 Глава1 Требования Безопасности Версия С Редакция 10 Апрель

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

АЭС

– атомная электрическая станция

АЭС

– атомная станция

НЭ

– нормальная эксплуатация

АОО

– ожидаемое эксплуатационное событие

ПА

– проектная авария

LOCA

– авария с потерей теплоносителя

ЗА

– запроектная авария

ТА

– тяжелая авария

САОЗ

– система аварийного охлаждения зоны

ПГ

– парогенератор

ЯТ

– ядерное топливо

ИРГ

– инертные радиоактивные газы

ГЦНА

– главный циркуляционный агрегат

ГЦН

– главный циркуляционный насос

ГЦТ

– главный циркуляционный трубопровод

мI(М)

– молекулярный йод

оI(О)

– органический йод

ЗПЗМ

– зона планирования защитных мероприятий

ЗПМОЭН

– зона планирования мероприятий по обязательной эвакуации населения

НКР

– напорная камера реактора

ПД

– продукты деления

АЗ

– активная зона

УТА

– управление тяжелыми авариями

ЗО

– зона охлаждения

РЦРКМ

– республиканский центр радиационного контроля и мониторинга

РОО

– радиационно-опасный объект

МПА

– максимальная проектная авария

ЗА

– запроектная авария

ПАВ

– предельный аварийный выброс

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

4.15 Перечень принятых сокращений

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4