Параметры самоочищения воды водоема-охладителя аэс в средней полосе

Нуклид	Λ, сут-1	T½ оч, сут
54Mn	0,7 (0,4-1,0)	7,0 (0,7-1,7)
60Со	0,35 (0,2-0,6)	2,0 (1,2-3,5)
134Cs	0,045 (0,04-0,11)	16,0 (6,5-18,0)
137Cs	0,055 (0,04-0,13)	13,0 (5,5-18,0)

Примечание. В скобках указан разброс параметров, обуслов­ленный погрешностями экспериментальных данных.

Как видно из этой таблицы, время полуочищения воды водоемов от всех радионуклидов (⁵⁴Mn, ⁶⁰Со, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs, а также ¹⁴⁴Ce, ¹⁰⁶Ru, ⁹⁰V) составляет несколько суток, а это же время для ⁹⁰Sr — год или даже годы*. По-видимому, это есть следствие известного факта: ⁹⁰Sr в воде обычно находится в растворенном виде, слабо аккумулиру­ется гидробионтами и потому не выводится в течение длительного вре­мени в донные отложения. Другие радионуклиды интенсивно аккуму­лируются гидробионтами, взвесями и в сравнительно короткое время выводятся из воды.

Обращает на себя внимание разброс значений Λ и соответственно времени полусамоочищения воды водоема-охладителя. Действительно, Λ для ¹³⁷Cs лежит в интервале от 0,04 до 0,13 сут^-1 (время полусамоочищения от 5,4 до 18 сут). Конеч­но, этот разброс связан впрямую с разбросом экспериментальных дан­ных об удельной активности нуклида в воде и донных отложениях, обусловленном малыми значениями активности, но в то же время ре­ально отражает процессы, происходящие в водоеме.

  Таблица 2.

Значения параметров само­очищения воды водоемов-охладителей аэс

Нуклид	Искусственный водоем			Оз. Друкшяй
	Λ, сут-1	T½ оч,  сут	Λ, сут-1		T½ оч,  сут
54Mn	0,016	44	0,012		58
58Co, 60Co	0,040	17	0,030		23
65Zn	0,0018	390	0,0014		500
89Sr, 90Sr	0,0036	195	0,0028		250
103Ru, 106Ru	0,046	15	0,036		19
131J	0,00036	1950	0,00028		2500
134Cs, 137Cs	0,040	17	0,030		23
141Ce, 144Ce	0,045	15	0,036		19

Постоянная самоочищения воды водоемов-охладителей — величи­на, в которой скрыты особенности водоема, как бы его обобщенный параметр, и его надо знать при расчете допустимого сброса радиоак­тивных веществ с жидкими отходами в водоем (согласно требованию СП АЭС). Расчет допустимого сброса должен быть сделан при проек­тировании АЭС, работает только тогда, когда в водо­еме уже есть радиоактивный загрязнитель.

Для расчета Λ некоторых радионуклидов можно вос­пользоваться информацией о содержании в воде и донных отложени­ях их стабильных аналогов или формулой:

,                   (10)

где ν_З — темп седиментации взвесей (скорость заиливания водоема), кг/ (м²·год); m — концентрация взвешенных частиц в воде водоема, кг/м³; H - средняя глубина водоема, м; Есть и другие возможности оценки Λ будущего водоема-охладите­ля АЭС: по Λ, определенным на действующем водоеме-охладителе. Од­на из таких возможностей основана на срав­нении фильтрационных способностей дна того и другого водоемов.

Как видно из предыдущего пункта, вода водоема-охладителя облада­ет свойством самоочищения, и вследствие этого дно водоема стано­вится местом накопления и хранения поступившего в водоем радио­активного загрязнителя, как говорят, депозитарием радиоактивного загрязнителя. Это создает условия, при которых даже малая доля за­грязнителя (осевшего на дне), поднятая со дна, обусловит вторичное загрязнение воды водоема. Известны примеры, когда даже в отсутст­вие радиоактивных поступлений с АЭС в водоем в течение длительного времени в воде водоема-охладителя обнаруживается ранее поступавший радиоактивный загрязнитель. Причинами подъема радиоактивного загрязнителя со дна могут быть: десорбция радионуклидов с частиц донных отложений, взмучивание донных наносов, вызванное воздействием турбулентных пульсаций, связанных с ветроволновыми нагрузками на водоем и русловыми течениями в водоеме.

Удельная активность j-го радио­нуклида, обусловленная вторичным загрязнением, равна

.              (11)

Видно, что для определения  необходимо знать, в частности, κ_Д1, коэффициент, обратный мутности воды S, значение которой мож­но рассчитать. Расчет показывает, что ветроволновые нагрузки на водо­ем глубиной 4—8 м (характерная глубина искусственных водоемов-охладителей в средней полосе европейской части Советского Союза) при скорости ветра, большей 4—5 м/с*, могут приводить к заметному влиянию вторичного загрязнения на формирование удельной активно­сти радиоактивного загрязнителя в воде водоема. При меньшей скоро­сти ветра эффект вторичного загрязнения воды водоема малосуществен. Естественно, что явление вторичного загрязнения воды водоема-охла­дителя зависит не только от его глубины и скорости ветра над зерка­лом водоема. Оно существенно различно для разных донных отложе­ний; их обычно классифицируют как илы тонкие, илы, илы с примесью песка, пески мелкие заиленные, первичные грунты. При равных усло­виях эффект вторичного загрязнения убывает при переходе от тонких илов к первичным грунтам. Так, коэффициент распределения радиону­клидов (коэффициент распределения равен отношению активности в донных отложениях к активности в воде) между дном и водой при глубине водоема-охладителя 6 м и скорости ветра 5 м/с для тонких илов составляет 9,2·10³, а для илов с примесью песка 2,4·10⁴.

Наряду с процессом взмучивания донных отложений в формирова­нии вторичного радиоактивного загрязнения воды водоемов-охладите­лей может участвовать процесс десорбции радионуклидов из донных отложений. Однако оценки показывают, что этот процесс менее значим, чем процесс взмучивания.

Используя результаты расчета κ_Д, можно оценить вклад вторично­го загрязнения в удельную активность каждого из радионуклидов-за­грязнителей в воде. В воде водоема-охладителя глубиной 5 м с заилен­ным дном (мощность илов 0,15 м) при ρ = 2 кг/м³, κ_В = 8 м³/кг и κ_Д = 30 м³/кг (параметры, достаточно характерные для искусственных водоемов в средней полосе Советского Союза) удельная активность ⁶⁰Co примерно на 30% обусловлена вторичным загрязнением, а удель­ная активность ¹³⁷Cs, по нашим оценкам, — на 75%. Другие исследова­тели называют несколько отличные вклады вторичного загрязнения в удельную активность, но они того же порядка, причем растут с увели­чением периода полураспада радионуклида. Для короткоживущих ра­дионуклидов роль вторичного загрязнения воды мала, и при прогно­зах удельной активности таких нуклидов в воде водоема этот процесс можно не рассматривать.

Тритий — один из радионуклидов, нарабатываемых на АЭС при рабо­те ее на мощности. Естественно, что, как и другие ра­дионуклиды, он может поступать в водоем-охладитель. Особенность его поведения в водоеме состоит в том, что он практически не выво­дится из воды водоема, и вследствие этого происходит постоянный обмен тритием между АЭС и водоемом-охладителем, обмен сопровож­дается постепенным накоплением трития в воде водоема. Количество нарабатываемого на АЭС трития и, следовательно, количество его, поступающее в водоем, зависит от типа реактора, установленного на АЭС, ее технологической схемы, поскольку типом реактора и техно­логической схемой АЭС определяются те каналы, в которых тритий об­разуется в наибольших количествах.

Тот факт, что между водоемом-охладителем и АЭС происходит постоянный обмен тритием, исключает при моделировании этого процесса возможность рассмотрения поведения трития на АЭС в отрыве от водоема и, наоборот, — в водоеме в отрыве от АЭС: необходимо рассматривать систему АЭС — водоем- охладитель. Эта система может быть представлена на разном иерархическом уровне агрегирования блоков АЭС и водоема, участвующих в образовании и транспорте три­тия, однако особенности поведения трития позволяют использовать достаточно высокий уровень иерархии при декомпозиции АЭС, а во­доем-охладитель - одним блоком, потери трития, из которого проис­ходят единственным путем - с потерями водоемом воды (испарение, стоки, фильтрации в дно). Структурная схема модели динамики три­тия в системе АЭС - окружающая cpeда. Модель учитывает тот факт, что тритий с АЭС поступает в водоем и в атмосферу (с газоаэрозольными выбросами). Математи­ческая модель динамики трития в этой системе суть система диффе­ренциальных балансовых уравнений вида

,               (12)

где A_i - активность трития в i-м блоке модели в момент времени t; β_ik - скорость поступления трития в i-й блок при образовании его по k-му каналу; λ - постоянная распада трития; g_ji — функция передачи трития одним блоком модели в другой; V_i - количество воды в i-м блоке.

 Рис.4. Структурная схема моде­ли динамики трития на АЭС:

1 - атмосфера; 2 - протечки, па­рения; 3 - источник образования трития (реактор); 4 - первый кон­тур; 5 - второй контур; 6 - система водоочистки; 7 - жидкие сбросы; 8 - водоем-охладитель

 

Рис.5. Структурная схема модели переноса трития в системе АЭС - окружаю­щая среда для АЭС с РБМК:

А - атмосфера; БС - блок смешения; ПКТ - пароконденсатный тракт; КМПЦ - контур многократной принудительной циркуляции; ГК - газовый кон­тур; СОВ - система оборотных вод; СУЗ - контур охлаждения СУЗ; ВО - во­доем-охладитель

Конкретное применение общей модели динамики трития к системе АЭС - окружающая среда, в частности к системе АЭС - водоем-охла­дитель, при той же или иной технологической схеме АЭС (в зависимости от типа реактора, установленного на АЭС) может потребовать пе­рекомпоновки структурной схемы, показанной на рис.4. Однако сути модели это не меняет. Структурная схема динамики трития в си­стеме АЭС с РБМК — водоем-охладитель имеет вид, представленный на рис.5. Параметры модели можно определить из результатов анализа времен­ных рядов наблюдений за активностью трития в системах АЭС и водоеме-охладителе или методами параметрической идентификации. В результате применения приема параметризации модели сделан расчет накопления трития в воде водоема-охладителя АЭС с РБМК-1000. Результаты этого расчета, как видно из рис.6 хорошо со­гласуются с данными прямого определения активности трития в водах водоема. Хорошее совпадение результатов применения модели с данными об удельной активности трития в воде водоема-охладителя (результаты наблюдения за активностью трития в водоеме в течение 10 лет) позволяет заключить, что модель достаточно адекватно ото­бражает реальные процессы динамики трития в системе АЭС — водо­ем-охладитель и пригодна для долгосрочных прогнозов накопле­ния трития в водоеме, хотя модель и не отра­жает мелкомасштабных флюктуаций в динамике трития, связанных с особенностями функционирования моделируемой системы.

 

Рис.6. Прогноз накопления три­тия в воде водоема-охладителя АЭС с РБМК-1000 (точки - результат из­мерения удельной активности трития в воде водоема)

С помощью этой модели показано (см. рис.6), что к концу ре­сурсного срока работы АЭС удельная активность трития в воде водо­ема составит ~5·10^-9 Kи/л. Много ли это? Чтобы ответить на этот вопрос, можно рассчитать ДК_В^Т трития в. воде водоема-охладителя, используя для этого специальную методику. Расчет показы­вает, что внешнее облучение β-частицами трития не создает заметных дозовых нагрузок даже при купании, поэтому не накладывает огра­ничений на удельную активность трития в воде (напомним: макси­мальная энергия β-частиц трития 18,6 кэВ, а средняя 5,8 кэВ). Огра­ничение связано с внутренним облучением при потреблении из водо­ема воды, если он используется для этого, или рыбы. В первом случае ДК_В^Т = 3·10^-8 Ки/л, во втором ДК_В^Т = 1·10^-6  Ки/л, при комплексном использовании водоема следует в качестве ДК_В^Т принять первое значение. Сравнение ДК_В^Т с результатами прогноза по рассмотренной моде­ли показывает, что удельная активность трития в воде водоема-охлади­теля к концу срока работы АЭС с большим запасом не достигнет допу­стимой. То же самое можно сказать по результатам прогнозирования накопления трития в оз. Друкшяй — водоеме-охладителе Игналинской АЭС (удельная активность трития в нем к 2200 г. будет 3·10^-9 Ки/л).

Естественно, что сделанное сравнение не совсем корректно, так как в водоем-охладитель с АЭС поступает не только тритий, но и другие радионуклиды, так что для определения ДК_В^Т в смеси с другими радионуклидами следует воспользоваться не только "Ме­тодикой..." расчета допустимых радиоактивных поступлений в водо­ем. Однако при малости реально наблюдае­мых поступлений как трития, так и других радионуклидов это не из­менит общего вывода: поступление трития в водоем-охладитель АЭС с РБМК не вызывает опасений в части радиационных воздействий на че­ловека. АЭС с ВВЭР поставляет в водоем больше трития, но расчет по модели приводит к такому же выводу, что и для АЭС с РБМК.

На АЭС нарабатывается ¹⁴С, он также может попасть в водоем-охладитель. Однако поступления ¹⁴C столь малы, что нет на­добности делать каких-либо оценок о его радиационном воздействии на человека.