автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Научно-техническое обоснование радиационно-экологической безопасности научно-исследовательского атомного центра

9. ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ:

1 .Выполнено научно-техническое обоснование радиационно-экологической безопасности в районе размещения крупного научно-исследовательского центра с развитой инфраструктурой радиационно опасных объектов для персонала, населения и окружающей природной среды. В рамках решения этой задачи автором предложена схема системы управления радиационным состоянием в регионе, проведены комплексные экспериментально-расчетные исследования и анализ многолетнего опыта эксплуатации наименее изученных в нашей стране реакторйых установок, лабораторных и технологических комплексов; создан банк экспериментальных данных, необходимых для прогнозирования и управления радиационной обстановкой на действующих и проектируемых радиационно опасных объектах, а также для оценки воздействия их на окружающую среду.

2. Экспериментально на уникальных реакторных установках с различными теплоносителями (вода, органическая жидкость, натрий),а также при эксплуатации оборудования технологических и лабораторных комплексов изучены и проанализированы основные закономерности формирования радиационной обстановки при различных условиях их эксплуатации:

- определены параметры, характеризующие массоперенос нуклидов в контурах ' источники их образования; коэффициенты распределения между жидкой и паровой фазами, теплоносителем и поверхностями контура; эффективность их удаления из контура теплоносителя различными системами очистки и т. п.);

- определены основные факторы радиационного воздействия и условия обеспе -чения радиационной безопасности персонала;

- изучены основные характеристики источников выделения радиоактивных веществ в окружающую среду; разработаны нормативы допустимых выбросов в окружающую среду.

Показано, что разработанная система управления радиационным состоянием на установках позволяет обеспечивать требуемую радиационную безопасность обслуживающего персонала: в первые годы эксплуатации реакторных установок облучение пер-сощша достигало 25 мЗв в год на человека, а после^остаточного освоения установок и в результате планомерного улучшения радиационной обстановки на них доза облучения снизилась до 2-4 мЗв/год. Облучение персонала лабораторных и технологических комплексов примерно в два раза ниже, чем на реакторных установках.

З.Впервые на уникальных реакторных установках (ВК-50, БОР-бО, АРБУС) проведен комплекс крупномасштабных экспериментальных исследований последствий возможных аварийных ситуаций с протечкой теплоносителя (вода, натрий,органическая жидкость). Выявлены основные закономерности выноса и распределения радиоактивных веществ в местах протечек теплоносителя, в аварийном помещении и при поступлении в окружающую среду. Получены данные по динамике развития аварий с протечкой теплоносителя и предложены расчетные соотношения для оценки радиационных последствий таких аварий. Предложены и реализованы на практике различные способы, средства и материалы для эффективной локализации протечек различных теплоносителей, подавления реакций взаимодействия их с компонентами окружающей среды и очистки аварийных газоаэрозольных выбросов.

Результаты исследований и расчетные модели использованы при оценке радиационных последствий возможных на реакторных установках института аварий с протечкой теплоносителя для обоснования их безопасности, разработан комплекс мероприятий по предупреждению или снижению тяжести их последствий.

4.0боснован объем и разработана система радиоэкологического мониторинга в регионе, включающая:

- автоматизированную систему контроля радиационной обстановки (АСКРО НИИАР);

- сеть режимных наблюдений и постоянных наземных и водных пунктов контроля и отбора проб;

- подвижные поисковые лаборатории радиационного контроля и отбора проб объектов окружающей среды (в воздухе, на суше и в воде); .

- стационарные лаборатории радиометрического, спектрометрического, радиохимического и химического анализа проб;

- метео- и сейсмостанции;

- оперативный комплекс ЭПК "Zone" для прогнозирования и оценки последствий воздействия различных источников загрязнения на качество окружающей среды в регионе.

5. На основании результатов изучения и анализа эффективности созданной в институте системы обезвреживания газообразных, жидких и твердых радиоактивных отходов, а также анализа многолетних наблюдений и специальных Исследований состояния внешней среды в зоне воздействия ГНЦ РФ НИИАР показано, что увеличения искусственной радиоактивности внешней среды в результате деятельности института не наблюдается. Содержание радионуклидов во всех объектах внешней среды (атмосферном воздухе, почве, выпадениях, растительности, сельхозпродуктах, в питьевой воде и гидробионтах открытых водоёмов и т.п.) находится на уровне минимально-измеряемой активности и в сотни раз ниже допустимых по НРБ-76/87 концентраций.

Выполнены расчеты доз облучения населения, проживающего в 100-км зоне вокруг ГНЦ РФ НИИАР. Показано, что радиационная обстановка, обусловленная газоаэрозольными выбросами института, удовлетворяет требованиям норм радиационной безопасности: суммарная доза облучения населения не превышает 2,5 мкЗв/год или около 1 % от дозового предела, выделяемого СП-АЭС-88/93 на газоаэрозольные выбросы АЭС (20 мбэр/год). . Прибавка от техногенного воздействия института к дозе облучения населения за счет естественного радиационного фона не превышает 0,2%.

Подтверждено, что эксплуатация ядерных, технологических и исследовательских установок и комплексов ГНЦ РФ НИИАР является безопасной для внешней среды и проживающего в регионе населения. В случае проектных и запроектных аварий возможно техническими средствами и организационными мерами предотвратить или существенно ограничить их воздействие на окружающую природную среду и человека.

6. Впервые научно обоснован размер санитарно-защитной зоны института. С учетом возможных кратковременных повышенных выбросов или изменений природноклиматических условий в регионе, а также последующего ужесточения нормативных требований по НРБ-96 размер СЗЗ института принят равным 3 км.

Результаты исследований и разработок, вынесенные на защиту, внедрены в практику работы объектов ГНЦ РФ НИИАР при управлении радиационной обстановкой на них, при разработке средств и методов очистки и локализации радиоактивных сред , , а также снижения радиоэкологической .нагрузки в регионе размещения института. Они переданы научным, проектным и конструкторским организациям, использованы при разработке ряда технических проектов реакторных установок и систем.

1. Мартынова О.И., Кобзарь И.Г., Назаров А.И., Чечеткин Ю.В. Радиоактивность теплоносителя кипящего реактора ВК-50. // Атомная энергия ,т. 23 , 1967,вып.4., С.305-310.

2. Якшин Е.К., Назаров А.И., Кобзарь И.Г. .Чечеткин Ю.В. Распределение радиоактивности по контуру реактора В1^50. II Вопросы реакторостроения , 1967,№7-8. ^

3. Назаров А.И., Чечеткин Ю.В., Кобзарь И.Г. Распределение газовой активности у поконтуру ВК-50.//Вопросы реакторостроения , 1967, №7-8.

4. Краснояров Н.В., Кобзарь И.Г., Чечеткин Ю.В. Активность контура теплоносителя кипящего реактора ВК-50. //"Проблемы защиты от проникающих излучений реакторных установок", 6 , Димитровград, 21-26 апреля 1969 , С.98-109.

5. Чечеткин Ю.В.,Кобзарь И.Г.,Кизин В.Д. Распределение радиоактивности в теплоносителе и отложениях технологического оборудования ВК-50.// ДоклаД"У молодежная конференция ИАЭ по физике и технике ядерных реакторов". Москва, март, 1969 г.,инв. К-340.

6. Мартынова О.И., Кобзарь И.Г., Назаров А.И., Чечеткин Ю.В. Переход подук-тов коррозии цинка из кипящей воды в пар и распределение активной составляющей по контуру кипящего реактора ВК-50. II Атомная энергия , 29, 1970, вып.2, С.82-86.

7. Чечеткин Ю.В., Якшин Е.К., Кобзарь И.Г. Исследование накопления продуктов коррозии в I контуре АЭС с кипящим реактором по опыту эксплуатации АЭС ВК-50. // Радиационная безопасность и защита АЭС, Атомиздат,1981, вып.5, С. 2-27.

8. Чечеткин Ю.В., Кизин В.Д., Кобзарь И.Г. Анализ выброса радиоактивности в помещения АЭС при нарушении герметичности трубопроводов.// Теплоэнергетика 1974, т. 10, С.40-43.

9. Якшин Е.К., Чечеткин Ю.В. и др. Эффективность системы очистки радиоактивных газовых отходов АЭС ВК-50. //Атомная энергия. Т. 34. Вып.4. С.285-286.

10. Котиков П.И.,Кобзарь И.Г.,Чечеткин Ю.В.К вопросу об объеме индивидуального дозиметрического контроля на реакторах.//Атомная энергия ,т.31,1971,вып5, С. 532 ,

11. Тетюков В.Д., Чечеткин Ю.В., Кобзарь И.Г. Уровни радиоактивности на АЭС АРБУС с органическим теплоносителем. //Военная техника и экономика, сер. "Обцетехническая", №23,1978. %

12. Алексенко Ю.Н., Гаврилин А.И., Кобзарь И.Г.,Чечеткин Ю.В, Опыт эксплуатации реакторной установки АРБУС./ГПерспективы использования ядерных реакторов для теплоснабжения городов и промышленных предприятий."г. Димитровград, 1978,С.24-44.

13. V.A. Tzikanov, YU. N. Aleksenko, I.G. Kobzar. " Experience in operation of the experimental atomic power plant "ARBUS" with the highboiling organic coolant- moderator ditolilmethane ".//Nuclear technology, Vol.38, Mid-apr. 1978, P. 187- 191.

14. B.A. Цыканов, Ю.В. Чечеткин, В.А. Куприенко, И.Г. Кобзарь. Опыт эксплуатации ядерной энергетической установки с органо- органическим реактором. НИИАР-25(433), г. Димитровград, 1980 г.

15. Бунтушкин В.П.,Карпюк В.И.,Кобзарь И.Г.,Чечеткин Ю.В.Исследования на установке АРБУС в обоснование безопасности атомных станций теплоснабжения на основе реакторовс органическим теплоносителем.НИИАР-1(474),г.Димитровград, 1981.

16. Кобзарь И.Г., Коняшов В.В., ЛюбченкО M.J1. Обоснование схемы и параметров адсорбционной системы очистки газовых выбросов ACT с органическим телпо-носителем. "Физика и техника ядерных реакторов", 1986, вып.2, С.26-30.

17. Кобзарь И.Г., Рыбин А.А., Якшин Е.К. Загрязнение некоторых материалов радиоактивными продуктами при контакте с органическим теплоносителем.// Вопросы атомной науки и техники.Сер.Физика и техника ядерных реакторов, 1987.Вып.1.С.47-59.

18. Тетюков В.Д., Кобзарь И.Г., Гаврилин А.И. Пожаро-и взрывоопасность ЯЭУ с ВОТ. "Физика и техника ядерных реакторов ", 1986, вып.2, С.35-43.

19. Краснояров Н.В., Грязев В.М., Кобзарь И.Г., Чечеткин Ю.В. Экспериментальные исследования распределения активности на реакторе БОР-бО. Совещание СЭВ, "Атомная энергетика и топливные циклы", Ульяновск, окт.1970. М.Атомиздат, 1970. Т. 1С. 525. '

20. Краснояров Н.В., Кобзарь И.Г., Грязев В.М., Чечеткин Ю.В. Экспериментальные исследования распределения активности на реакторе БОР-бО. //Атомная энергия, 1971. Т.ЗО. Вып.2, С. 190.

21. Кобзарь И.Г^£оняшов В.В., Поляков В.И , Чечеткин Ю.В. 1%^оактивность теплоносителя реактора БОР- 60.// Атомная энергия, 1972, Т.ЗЗ.Вып.6. С. 991- 992.

22. Коняшов В.В., Кобзарь И.Г., Грязев В.М., Чечеткин Ю.В. Экспериментальные исследования проблем радиационной безопасности АЭС БОР-бО. //Proceedings of the Indo-Soviet Seminar on Fast Reactor. Kalpakkam, Dec.6-8, 1972, P. 149-161.

23. Коняшов B.B., Кобзарь И.Г., Грязев B.M., Чечеткин Ю.В. Радиоактивность теплоносителя реактора БОР-бО. //Атомная энергия, 1972.Т.ЗЗ. Вып.6. С.6.

24. Кобзарь И.Г., Кизин В.Д., Чечеткин Ю.В. Радиационная безопасность эксплуатации АЭС с быстрым реактором (на опыте БОР- 60).// Рипорт, №19,1975.

25. Чечеткин Ю.В., Кобзарь И.Г., Кизин В.Д. Радиационная обстановка на АЭС

26. БОР-бО в нормальных условиях эксплуатации. //US-USSR Seminar LMFBR, Reactor Safety, ANL, Jan. 12-15.VoU976. ERDA-76-103. P.2-321

27. Кизин В.Д., Кобзарь И.Г., Чечеткин Ю.В. Экспериментальные исследования натрия из контура ядерного реактора. //US-USSR Seminar LMFBR, Reactor Safety, ANL, Jan.12-15, 1976.Vol.1. ERDA-76-103. P.2-89.

28. Кириллович А.П., Кобзарь И.Г., Лосев В.П. Радиационная и экологическая обстановка в НИИАРе и его воздействие на окружающую среду и население. Препринт НИИАР-23 (826), г. Димитровград, 1991.

29. Обзор основных исследовательских работ, выполненных в 1995 г. Под общей редакцией д.т.н. В.А.Цыканова. Димитровград, 1996. С. 166.

30. Кириллович А.П., Кочетков О.А., Кобзарь И.Г. и др. Радиактивные выбросы НИИАРа и расчет дозовых нагрузок на население, проживающее в 100 км зоне. //Атомная энергия, 1992. Т.72. Вып.З. С.282.

31. Кобзарь Й.Г., Чечеткин Ю.В., Поздняк Г.И. Вынос примесей с продуктами горения натрия. //Атомная энергия, 1973. Т.35. Вып.5. С.401- 404.

32. Кобзарь И.Г., Котиков П.И., Чечеткин Ю.В. Загрязнение внешней среды при горении натрия в помещениях АЭС. //Атомная энергия, 1975. Т.39. Вып.2 С. 116-117.

33. Кизин В.Д., Кобзарь И.Г., Чечеткин Ю.В.Поведение аэрозолей натрия при горении в производственном помещении. //Атомная энергия, 1975. Т.39. Вып.2.Т.115-116.

34. Кизин В.Д., Кобзарь И.Г., Чечеткин Ю.В. Основные закономерности изменения концентрации аэрозолей проду^в горения натрия во времени при протечке т?щ®' лоносителя в помещение с обычной атмосферой. //Рипорт, 1976. М.ЦНИИатоминформ. Вып.22. С.69.

35. Рождественская Л.Н.,КобзарьИ.Г.,СащенкоА.И.,ЧечеткинЮ.В. Экспериментальные исследования протечек натрия, вопросы пожаротушения. //Технология натрия и защитного газа 28 марта-1 апреля 1977, Дрезден.

36. Кобзарь И.Г., Деньгин В.Н.,-Сафронов А.И. Локализация натрия при протечках из трубопроводов АЭС. //Пожарное дело, №10, 1977.

37. Кобзарь И.Г., Сащенко А.И. Экспериментальные исследования последствий протечек натрия через отверстия различных сечений.// РЖ ВТЭ. Сер."0", 1978. Вып.7.

38. Кобзарь И.Г.,Рождественская Л.Н. и др. Исследование характеристик горения натрия в атмосфере с различной объемной долей кислорода и эффективности азотного пожаротушения. //Военная.техника и экономика. Сер. Общетехническая, 1978, №12.

39. Чечеткин Ю.В., Кобзарь И.Г., Кизин В.Д. Экспериментальные исследования последствий протечек натрия из контура ядерного реактора. //Вопосы безопасности АЭС и задачи научных исследований. М. Атомиздат. 1979. С. 104.

40. Кизин В.Д., Кобзарь И.Г., Поляков В.Н., Чечеткин Ю.В. Радиационная обстановка на АЭС с реактором БОР-60 в нормальных и аварийных условиях эксплуатации. // Вопросы безопасности АЭС и задачи научных исследований. М.Атомиздат. 1979. С. 115-122.

41. Кобзарь И.Г. Очистка воздуха от продуктов горения натрия.// Совещание специалистов МАГАТЭ "Натриевые пожары", 6- 9 июня 1988 г., СССР, ФЭИ. Обнинск.

42. Буквич Б.А., Ладзин А.С., Кобзарь И.Г., Лосев В.П. Опыт переработки радиоактивных отходов в НИИАРе. Материалы к VII сессии экологического парламента. 23-25.02.93.,г.Ульяновск. С. 16-17.

43. Кириллович А.П., Кобзарь И.Г., Лосев В.П. и др. Радиактивность окружающей среды в районе расположения НИИАРа в 1987-91. //Атомная энергия. 1993. Т.74, Вып.2,С.153-160.

44. Александров Г.А., Кобзарь И.Г., Лосев В.П. Радиационная обстановка на территории Ульяновской области. II Материалы к VII сессии экологического парламента, 23- 25.02.93., Ульяновск, 1993. С. 7-10.

45. Кириллович А.П., Кобзарь И.Г., Лосев В.П. Радиоактивность окружающей среды в районе расположения НИИАР. //Материалы к VII сессии экологического парламента .23-25.02.93r., Ульяновск. 1993. С. 13-15.

46. Активность и состав радионуклидов в газо-аэрозольных выбросах и в сбросах сточньи^д предприятий 16 ГНТУ. Отчет НИКИЭТ / КЗ^. Панкратьев, Н.В. Стаурин, И.Г. Кобзарь и др. // 240-213, Москва,1993. С.7-24.

47. Заиженный A.M., Кобзарь И.Г. О некоторых особенностях генерирования колебаний в гидродинамическом дегазаторе.// Сб. депонированных рукописей ЦНИИ Атоминформ. 1988. Вып.2,№ РД-16/366.

48. Голущко В В., Кобзарь И.Г. Средневолжская автоматизированная система контроля радиационной обстановки (СВ АСКРО). //Материалы к VII сессии экологического парламента. 23-25.02.93г., Ульяновск. С. 17-18.

49. Методы расчета распространения радиоактивных веществ с АЭС и облучения окружающего населения. Нормативно-технический документ № 38.220, 56-84. Международное хозяйственное объединение Интератомэнерго. М. Энергоиздат, 1984.

50. Н.С.Бабаев,В.Ф.Демин,Л.А.Ильин и др,Ядерная энергетика, человек и окружающая среда.Под редакцией акад.А.П.Александрова М.Энергоатомиздат, 1984.С. 146.

51. Критерии для принятия решения о мерах защиты населения в случае аварии ядерного реактора. Утв. А.И.Кондрусевым от 08.05.90г. И Информационный юллетень, 1991г. Москва-ЦНИИатоминформ-1992. С. 241-249.

52. Безопасная эксплуатация исследовательских реакторов и критических сборок. Изд. 1984. Свод положений и приложения. Серия изданий по., безопасности; № 35. МАГАТЭ, Вена, 1987.

53. Гаврилов С.А. ZONE: Следующий шаг. Санкт-Петербург, "Дейта", 1995 г.

54. Цыканов В.А., Грачев А.Ф., Кобзарь И.Г., Соболев A.M., Проект "Заявление о воздействии на окружающую среду реконструкции реакторной установки ( РУ )" МИР- М 1?г. Димитровград, 1995 г., ГНЦ РФ НИИАР, инв. №41.

55. Допустимые выбросы радиоактивных и химических веществ в атмосферу.// Под общей редакцией д.т.н. Е.Н.Теверовского и к.т.н. И.А.Терновского. 2-е изд.- М.: Энергоатомиздат,1985. С. 216.

56. Кобзарь И.Г., Соболев A.M., Грачев А.Ф. Обоснование размера санитарно-защитной зоны ГНЦ РФ НИИАР, ( Пояснительная записка и расчеты ), г. Димитров-град,. Инв. №28,1996.

57. Иванов В.Б., Грачев А.Ф., Кобзарь И.Г., Сафутин В.Д. Проект санитарно-защитной зоны ГНЦ РФ НИИАР, Общая пояснительная записка, г. Димитровград, Инв. № 25, 1996 г.