авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ БИБЛИОТЕКА РОССИИ

КОНФЕРЕНЦИИ, КНИГИ, ПОСОБИЯ, НАУЧНЫЕ ИЗДАНИЯ

<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ


Pages:     | 1 |   ...   | 3 | 4 || 6 | 7 |   ...   | 10 |

«Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. 397 1988). В регионе ИАЭС ...»

-- [ Страница 5 ] --

Основные параметры, используемые при оценки годовой дозы садоводов, представлены в Табл. 7.10-26.

Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. Табл. 7.10-26. Основные параметры, используемые при оценки годовой дозы садоводов Значение Параметр Время нахождения в поливаемой территории, час/год Количество воды для поливания, л/м2 Коэффициент ресуспенсии, м-1 10- Частота дыхания (для взрослого), м3/час 1, Поскольку точных данных о потреблении пищи в регионе Игналинской АЭС нет, средние значения потребления пищи в Литве, кроме потребления рыбы, были умножены дважды и использовались для определения множителей дозы. Принято, что годовое потребление рыбы составляет 100 кг, и эта величина приблизительно в десять раз больше чем среднее потребление рыбы в Литве. Нормы потребления пищи, используемые для определения множителей дозы, представлены в Табл.

7.10-27.

Табл. 7.10-27. Среднее нормы потребления пищи в Литве (V. Filistovi, E.

Maceika, J. Maeika и др., 1998).

Пищевые продукты Норма потребления, кг/сут Мясо и мясные продукты 0, Молоко и продукты молока 1, Зерновые культуры 0, Картофель 0, Корнеплоды 0, Фрукты 0, Зелёные овощи 0, Яйца 0, Рыба 0, Дозы от различных радионуклидов были оценены в (V. Filistovi, E. Maceika, J.

Maeika и др., 1998) и множители дозы, то есть соотношения между годовой эффективной дозой и активности выброшенного радионуклида, был определены для вышеупомянутых критических групп населения. Поскольку в случае выброса радионуклидов в воду оценивались две критические группы, множители дозы были отобраны те, у которых были значения по выше. Поэтому, множители дозы, представленные в LAND 42-2007, определены не для определенной критической группы населения, а являются консервативно установлены множители дозы для различных радионуклидов.

Оценка дозы, используя модели рекомендуемые МАГАТЭ В нормативном документе LAND 42:2007 (Вальстибес жиниос, 2007, № 138 5693) представлены множители дозы позволяют оценить облучение населения в определенной окружающей среде источника выброса. Однако, используя эти множители дозы не возможно оценить изменение дозы с расстоянием между источником выброса и членом критической группы населения, что является важным для определения размера СЗЗ. Поэтому согласно рекомендациям серии отчетов по безопасности МАГАТЭ № 19 «Основные модели для оценки выбросов радиоактивных материалов в окружающую среду» (МАГАТЭ СОБ № 19) были проведены дополнительные расчеты дозы из-за выбросов радионуклидов в атмосферу. Эти расчеты позволяют оценить изменение дозы для члена Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. критически группы населения с расстоянием от источника выброса, а получение результаты используются для обоснования размера СЗЗ (см. подраздел 7.10.3.2).

Модели оценки влияния, предоставленные в серии докладов по безопасности МАГАТЭ № 19, включают и учитывают все основные пути дисперсии переносимых по воздуху радиоактивных выбросов и трассы облучения. Они включают:

• расчет атмосферной дисперсии радиоактивных выбросов и в результате возникших приземной удельных активностей в определенных точках облучения;

• расчет эффективной годовой дозы внешнего облучения на человека вследствие прохождения радиоактивного облака и внутренней дозы облучения вследствие вдыхания воздуха, содержащего радиоактивный материал;

• расчет осаждения радионуклидов на земле и расчет эффективной годовой дозы человеку от внешнего облучения с почвы, загрязненной осадочной активностью;

• расчет осаждения радионуклидов на пастбище. Расчет скопления активности в траве пастбищ, попадание активности в корм животных и расчет внутренней эффективной годовой дозы на человека из-за потребления основных животноводческих продуктов – мяса и молока;

• расчет осаждения радионуклидов на поле. Расчет скопления активности в полевых культурах, передача активности в продукты полевых культур и расчет внутренней эффективной годовой дозы на человека из-за потребления продуктов полевых культур.

При оценке влияния переносимых по воздуху радионуклидов на население рассматриваются две отдельные критические группы населения:

• 1-ая группа: членом данной группы является местный житель, проживающий у границы СЗЗ и занимающийся сельским хозяйством (скотоводством, овощеводством). Учитывается доза для взрослых и детей (возраст 1-2 года).

Общая годовая эффективная доза E вследствие внешнего и внутреннего облучения рассчитана по следующей формуле:

E = H j + e( g ) j,ing I j,ing + e( g ) j,inh I j,inh, j j j где:

Hj - эквивалентная годовая доза члену критической группы вследствие внешнего облучения радионуклидом;

e(g)j,ing и e(g)j,inh - ожидаемые эффективные дозы на единицу активности при проглатывании или вдыхании радионуклида j по возрастным группам g [согласно гигиенической норме Литвы HN 73:2001];

Ij,ing и Ij,inh - годовое поступление посредством проглатывания или вдыхания радионуклида j.

• 2-ая группа: членом данной группы является местный житель, который каждый день дважды (до пункта назначения и обратно) проходит через СЗЗ новой АЭС.

Принято, что человек идет со скоростью 5 км/ч (для СЗЗ с радиусом 1 км это Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. составило бы около290 часов в год). Общая годовая эффективная доза E, вследствие внешнего и внутреннего облучения, члену второй критической группы рассчитана по следующей формуле:

E = ( H j + e( g ) j,inh I j,inh )k, j j где:

Hj - эквивалентная годовая доза члену критической группы вследствие внешнего облучения радионуклидом j;

e(g)j,inh - ожидаемая эффективная доза на единицу активности при вдыхании радионуклида j по возрастным группам g [согласно гигиенической норме Литвы HN 73:2001];

Ij,inh - годовое поступление посредством проглатывания радионуклида j;

k – часть года, проведенная в СЗЗ ИАЭС.

Модель рассеяния Гаусса применялась для оценки дисперсии продолжительных атмосферных выбросов. Эта модель широко применяется в оценке радиологического воздействия. Модель считается подходящей для расчета дисперсии продолжительных или долговременных периодических выбросов на расстоянии до нескольких километров от источника. Основные параметры, используемые для оценки дисперсии переносимой по воздуху активности и расчетов облучения человека, приведены в Табл. 7.10-28. Поскольку точных статистических данных о привычках населения в регионе Игналинской АЭС нет, используются общие параметры, которые рекомендуются в отчете МАГАТЭ (МАГАТЭ СОБ № 19). Подробности математических моделей можно найти тоже в этом отчете МАГАТЭ.

Табл. 7.10-28. Основные параметры, используемые для оценки воздействия на члена критической группы населения вследствие выбросов активности в атмосферу Параметр Значение Замечание Часть времени в течение года, когда Характерное значение, ветер дует по направлению к также консервативный 0, интересуемому рецептору в секторе подход к местным 30, безразмерная условиям Геометрическое среднее типичных На высоте 10 м, местные годовых скоростей ветра, м/с условия Период воздействия на кормовую Характерное значение траву (сезон выращивания), сутки Период воздействия на выращиваемые на пищу растения Характерное значение (сезон выращивания), сутки Время отсрочки (задержка) между сбором урожая и потреблением травы Характерное значение на пастбище, сутки Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. Параметр Значение Замечание Время отсрочки (задержка) между Характерное значение сбором урожая и потреблением травы, хранящейся в хранилище, сутки Время отсрочки (задержка) между сбором урожая и потреблением Характерное значение выращиваемых на пищу растений, сутки Среднее время между сбором и потреблением человеком молока, Характерное значение сутки Среднее время между забоем и Характерное значение потреблением мяса человеком, сутки Количество корма, потребленного молочным животным (крупное Характерное значение животное), кг/сутки Количество корма, потребленного молочным животным (мелкое Характерное значение животное), кг/сутки Часть времени в течение года, когда животные потребляют свежую зелень, Характерное значение 0, безразмерная Сухая масса грунта пастбищ (слой на Характерное значение глубину до 10 см), кг/м Сухая масса пашни (глубина вспашки Характерное значение 20 см), кг/м Частота дыхания взрослого, м3/с Характерное значение 2,66x10- Частота дыхания ребенка (1–2 года), Характерное значение 4,44x10- м3/с Годовое потребление выращиваемых на пищу растений (фрукты, овощи и Характерное значение зерно, включая картофель) для взрослого, кг/год Годовое потребление (фрукты, овощи и зерно, включая картофель) для Характерное значение ребенка (1–2 года), кг/год Годовое потребление молока для Характерное значение взрослого, л/год Годовое потребление молока для Характерное значение ребенка (1–2 года), л/год Годовое потребление мяса для Характерное значение взрослого, кг/год Годовое потребление мяса для Характерное значение ребенка (1–2 года), кг/год Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. Годовые дозы для населения Оценка дозы, используя в документе LAND 42-2007 представленные множители дозы Годовое облучение на членов критической группы населения вследствие выброса радиоактивных газов и аэрозолей в атмосферу для различных типов энергоблоков подытожено в Табл. 7.10-29.

По умолчанию, LAND 42:2007 (Вальстибес жиниос, 2007, № 138-5693) обеспечивает факторы конверсии дозы для выбросов из трубы высотой 150, 75 и 10 м. Так как высоты вентиляционных труб реакторов, рассматриваемых в данном отчете по ОВОС, будут, по крайней мере, 60 метров, а также на основе величин факторов дисперсии для различных высот выброса, данных в ССБ МАГАТЭ № (для высот выбросов 46-80 м факторы дисперсии те же самые), были приняты факторы пересчета дозы для выбросов радионуклидов с высоты 75 м. В случае выброса с высоты 150 м, величины факторов пересчета дозы ниже.

Годовое облучение членов критической группы населения вследствие выброса радионуклидов в водную среду для различных типов реакторов подытожено в Табл. 7.10-30.

Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. Табл. 7.10-29. Годовые эффективные дозы (Зв/год) облучение на членов критической группы населения вследствие выброса радионуклидов в атмосферу из одного блока Тип BWR ESBWR PHWR ВВЭР Модель ABWR ESBWR EPR APWR AP-600 AP-1000 EC-6 / ACR- (В-392 / В-448) Ar-41 8,50E-10 9,69E-13 4,28E-09 4,28E-09 4,28E-09 4,28E-09 3,74E-09 Ba-140 3,23E-09 2,53E-09 5,01E-13 5,01E-11 5,02E-11 5,01E-11 - C-14 5,10E-07 5,31E-07 4,05E-07 4,05E-07 4,05E-07 4,05E-07 1,05E-07 1,58E- Ce-141 8,44E-11 6,60E-11 1,19E-13 3,85E-13 3,86E-13 3,85E-13 - Co-58 3,33E-10 1,38E-10 6,66E-11 3,18E-09 3,18E-09 3,18E-09 - Co-60 9,32E-08 6,17E-08 7,90E-10 6,33E-08 6,25E-08 6,25E-08 1,07E-12 Cr-51 7,07E-11 4,21E-12 1,95E-13 1,23E-12 1,23E-12 1,23E-12 1,14E-14 Cs-134 6,49E-08 5,03E-08 5,03E-10 2,40E-08 2,40E-08 2,40E-08 5,51E-10 Cs-136 3,14E-10 2,10E-10 1,74E-11 4,50E-11 4,49E-11 4,50E-11 - Cs-137 1,43E-07 1,10E-07 1,36E-09 5,43E-08 5,43E-08 5,43E-08 1,86E-09 6,12E- Cs-138 6,22E-14 8,39E-16 - - - - - Fe-59 1,33E-10 8,57E-11 4,60E-12 1,29E-11 1,29E-11 1,29E-11 - H-3 1,65E-08 1,71E-08 4,08E-08 4,08E-08 1,74E-08 7,96E-08 7,65E-08 7,22E- I-131 1,83E-06 2,88E-06 6,21E-08 2,95E-08 4,65E-07 8,46E-07 7,24E-08 3,62E- I-132 6,60E-09 4,80E-09 - - - 1,21E-09 6,92E-12 I-133 4,08E-07 3,16E-07 7,64E-09 1,53E-08 5,75E-08 9,58E-08 3,56E-09 I-134 3,38E-09 2,56E-09 - - - - 1,09E-12 I-135 4,56E-08 3,14E-08 - - - - 1,56E-10 Kr-85 3,21E-09 6,56E-10 1,93E-07 7,93E-09 1,30E-08 2,33E-08 1,84E-08 Kr-85m 3,18E-10 2,65E-10 2,26E-09 - 3,47E-10 5,43E-10 3,88E-10 Kr-87 2,06E-09 3,21E-09 4,34E-09 - 8,18E-10 1,23E-09 2,21E-08 Kr-88 8,09E-09 1,26E-08 3,85E-08 - 6,42E-09 9,83E-09 1,45E-07 2,83E- Kr-89 2,48E-08 3,90E-08 - - - - - La-140 1,37E-11 2,63E-13 - - - - - Mn-54 2,18E-09 1,60E-09 2,30E-11 1,73E-10 1,73E-10 1,73E-10 - Mo-99 3,22E-10 2,43E-10 - - - - - Na-24 6,63E-11 2,40E-13 - - - - 1,94E-13 Nb-95 3,81E-10 3,00E-10 1,90E-12 1,14E-10 1,14E-10 1,14E-10 - Np-239 2,54E-11 4,79E-13 - - - - - Pr-144 3,09E-16 5,97E-18 - - - - - Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. Тип BWR ESBWR PHWR ВВЭР Модель ABWR ESBWR EPR APWR AP-600 AP-1000 EC-6 / ACR- (В-392 / В-448) Rb-89 9,79E-15 1,23E-16 - - - - - Ru-103 3,40E-10 2,72E-10 1,65E-12 7,75E-12 7,75E-12 7,75E-12 - Ru-106 1,86E-11 3,58E-13 7,66E-13 7,66E-11 7,65E-11 7,66E-11 - Sr-89 8,57E-10 6,04E-10 2,42E-11 4,53E-10 4,53E-10 4,53E-10 - Sr-90 6,19E-10 1,82E-10 5,55E-10 1,06E-08 1,06E-08 1,06E-08 - Sr-91 2,14E-12 3,88E-14 - - - - - Te-132 6,90E-13 1,39E-14 - - - - 1,53E-12 Xe-131m 4,20E-11 2,43E-12 2,87E-09 2,13E-10 8,99E-10 1,47E-09 - Xe-133 7,28E-09 2,54E-09 2,60E-08 - 8,47E-09 1,39E-08 4,91E-08 Xe-133m 2,39E-13 6,43E-15 4,98E-10 5,54E-12 1,47E-10 2,41E-10 - Xe-135 1,04E-08 1,49E-08 2,72E-08 4,53E-11 4,98E-09 7,47E-09 5,51E-09 Xe-135m 1,28E-08 1,93E-08 4,40E-10 1,26E-10 1,26E-10 2,20E-10 1,06E-10 Xe-137 5,68E-09 8,67E-09 - 4,42E-11 - - - Xe-138 3,75E-08 5,44E-08 1,04E-09 8,68E-11 2,60E-10 5,21E-10 1,54E-10 Zn-65 1,14E-07 7,80E-08 - - - - - Zr-95 1,29E-10 9,78E-11 8,06E-13 8,06E-11 8,06E-11 8,06E-11 - Всего 3,36E-06 4,24E-06 8,19E-07 6,60E-07 1,14E-06 1,65E-06 5,04E-07 2,62E- Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г.

Табл. 7.10-30. Годовые эффективные дозы (Зв/год) на членов критической группы населения вследствие выброса радионуклидов в водную среду из одного блока Тип BWR PWR PHWR ВВЭР Модель ABWR ESBWR EPR APWR AP-600 AP-1000 EC-6 / ACR- (В-392 / В-448) Ag-110m 3,05E-10 - 4,08E-10 1,67E-09 7,96E-10 9,73E-10 - 1,65E- Ba-140 1,94E-10 2,33E-10 1,19E-09 1,66E-09 1,17E-09 1,57E-09 - C-14 1,84E-08 - - - - - 1,27E-08 4,34E- Ce-141 7,10E-12 4,14E-12 2,96E-12 1,71E-11 4,14E-12 5,33E-12 - 6,24E- Ce-144 2,46E-09 - 1,68E-09 7,25E-09 3,37E-09 4,10E-09 - 4,20E- Co-58 8,66E-11 4,24E-10 1,44E-09 9,44E-09 2,61E-09 3,22E-09 1,59E-10 1,27E- Co-60 4,04E-07 3,99E-08 7,98E-09 6,21E-07 1,64E-08 1,95E-08 5,63E-09 3,00E- Cr-51 3,42E-11 5,77E-11 4,44E-12 2,66E-11 6,39E-12 8,22E-12 3,60E-12 2,16E- Cs-134 1,67E-06 1,86E-07 7,12E-07 3,29E-06 2,18E-06 2,72E-06 9,62E-08 1,41E- Cs-136 2,36E-09 3,04E-09 2,30E-09 1,63E-07 3,40E-09 4,66E-09 - Cs-137 7,90E-07 1,60E-07 3,12E-07 1,60E-06 9,52E-07 1,18E-06 7,44E-08 3,12E- Fe-59 6,29E-11 4,40E-11 - 1,45E-09 1,01E-10 1,26E-10 1,43E-11 1,60E- H-3 7,77E-08 1,81E-08 2,63E-06 2,07E-06 8,94E-07 1,31E-06 7,00E-07 4,73E- I-131 2,36E-09 3,10E-09 2,52E-08 1,48E-09 7,63E-09 1,05E-08 1,26E-09 2,60E- I-132 4,52E-12 1,42E-12 2,09E-12 5,41E-13 2,50E-12 2,85E-12 1,32E-13 I-133 5,55E-10 1,17E-09 1,95E-09 4,50E-11 2,97E-10 3,72E-10 - 9,74E- I-134 1,07E-12 2,51E-14 - 5,59E-14 4,27E-13 5,10E-13 - I-135 5,00E-11 3,60E-11 9,98E-11 5,20E-12 2,96E-11 3,31E-11 - Y-91 2,48E-11 3,16E-11 - 2,03E-11 - - - La-140 1,07E-11 - 4,78E-10 5,03E-10 3,45E-10 4,68E-10 - 1,41E- Mn-54 7,89E-09 4,85E-10 1,64E-09 1,37E-08 3,25E-09 3,94E-09 5,00E-10 2,14E- Mn-56 1,41E-11 4,81E-12 - - - - - Mo-99 1,01E-11 3,66E-11 - 2,08E-11 6,96E-12 6,96E-12 - 3,63E- Na-24 4,58E-11 8,32E-11 9,94E-11 7,66E-11 2,08E-11 2,65E-11 - Nb-95 5,18E-08 1,04E-09 5,18E-09 1,04E-07 1,09E-08 1,09E-08 1,54E-09 5,05E- Np-239 2,99E-11 1,06E-10 5,59E-12 5,10E-12 1,64E-12 2,31E-12 - Pr-143 9,14E-14 6,33E-12 3,52E-12 5,55E-12 7,03E-12 9,14E-12 - Ru-103 5,73E-12 1,27E-12 7,96E-11 1,08E-10 1,24E-10 1,57E-10 - 3,18E- Ru-106 2,01E-10 - 3,68E-08 5,57E-08 7,17E-08 8,70E-08 - 7,33E- Sb-125 - - - - - - - 1,18E- Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. Тип BWR PWR PHWR ВВЭР Модель ABWR ESBWR EPR APWR AP-600 AP-1000 EC-6 / ACR- (В-392 / В-448) Sr-89 6,11E-11 1,22E-10 2,78E-11 8,33E-11 4,44E-11 5,55E-11 5,85E-14 Sr-90 2,47E-09 1,41E-09 - 1,27E-09 - 7,03E-10 - 5,30E- Te-132 6,81E-11 3,40E-10 8,19E-09 8,00E-09 2,89E-09 4,08E-09 2,30E-10 2,12E- Zn-65 4,66E-09 2,34E-08 8,80E-09 1,14E-08 1,76E-08 2,13E-08 - 4,35E- Zr-95 1,65E-10 3,92E-12 2,55E-11 2,55E-10 4,51E-11 4,51E-11 9,01E-12 9,01E- Всего 3,04E-06 4,40E-07 3,75E-06 7,96E-06 4,17E-06 5,38E-06 8,93E-07 5,63E- Табл. 7.10-31. Общая доза для членов критической группы населения вследствие радиоактивных выброса в окружающую среду (в воду и в атмосферу) из максимального числа блоков Тип BWR PWR PHWR ВВЭР Модель ABWR ESBWR EPR APWR AP-600 AP-1000 EC-6 / ACR- (В-392 / В-448) Мощность, МВтэ 1300 1535 1660 1700 600 1100 995 / 1365 750 / Число блоков 2 2 2 2 5 3 3/2 4/ Годовая эффективная доза, мЗв Вследствие выбросов 6,08E-03 8,80E-04 7,50E-03 1,59E-02 2,09E-02 1,61E-02 2,68E-03 2,25E- в воду Вследствие выбросов 6,71E-03 8,48E-03 1,64E-03 1,32E-03 5,70E-03 4,94E-03 1,51E-03 1,05E- в атмосферу Всего 1,28E-02 9,36E-03 9,14E-03 1,72E-02 2,66E-02 2,11E-02 4,19E-03 3,30E- Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. Общее годовое облучение членов критической группы население, вычисленное по методике нормативного документа LAND 42-2007, вследствие выбросов радионуклидов в окружающую среду (в воздух и воду) для различных типов реакторов с общей мощностью не превышающей 3 400 МВтe обобщены в Табл.

7.10-31. В зависимости от типа реактора, мощности и общего числа блоков, годовые дозы изменяются в интервале от 0,004 до 0,033 мЗв и не превышают ограниченную дозу 0,2 мЗв в год. Как уже упоминалось, не все производители реакторов откликнулись на просьбу организатора намечаемой хозяйственной деятельности предоставить данные о выбросах радионуклидов в окружающую среду определённых моделей реактора. Поэтому годовые дозы реакторов ВВЭР/В-392, ВВЭР/В-448, EC-6, ACR-1000 и SWR-1000 оценивались на основе воздействия реакторов аналогичных моделей или данных других отчетов.

Производитель реакторов EC-6 и ACR-1000 компания AECL предоставил данные о выбросах радионуклидов в окружающую среду из CANDU-6 реактора, но отметил, что выбросы радионуклидов из ЕС-6 и ACR-1000 реакторов будут похожего уровня или меньшие чем из реактора CANDU-6, поэтому в Табл.

7.10-31 представлена годовая доза, которую население получает от четырех блоков EC-6, поскольку количество блоков ACR-1000 не превышает максимальной запланированной электрической мощности новой АЭС и равно трем, а их общее воздействие было бы меньше. Оценка воздействия от реакторов ВВЭР/В-392 и ВВЭР/В-448 основывалось на данных реактора ВВЭР-1000/В-320, которые были представлены в отчете по ОВОС планируемой АЭС в Белене (Болгария). Электрические мощности реакторов ВВЭР/В-392 и ВВЭР-1000/В- одинаковые, поэтому можно допускать, что и влияние будет аналогично.

Электрическая мощность реактора ВВЭР/В-448 больше, таким образом, радиологическое воздействие одного блока будет больше. Однако в новой АЭС максимальное число блоков для этой модели, не превышающее общей запланированной электрической мощности новой АЭС, равно 2, а в случае реактора ВВЭР/В-392 – 3 блока. Поэтому радиологическое воздействие двух блоков ВВЭР/Б-448 или из трех ВВЭР/В-392 будет примерно такое же. В отчете по ОВОС АЭС, которую намечается строить в Белене, оценено, что годовая доза населения региона АЭС Белена от одного блока реактора ВВЭР-1000 составит 0,0012 мЗв в год, а от SWR-1000 – 0,0015 мЗв в год. В случае населения Литвы, рассчитанная годовая доза от одного блока реактора ВВЭР составляет 0,0014 мЗв в год. Приблизительно можно оценить, что годовая доза от выбросов из максимально возможных двух блоков реакторов SWR-1000 составит около 0, мЗв в год.

Прогноз облучения от всех существующих и планируемых объектов ядерной энергетики предъявлен в разделе 7.11.1. Дозы во время нормальной эксплуатации АЭС будут примерно в 6 раз меньше, чем ограниченная доза. Также следует отметить, что годовые средние выбросы радиоактивных стоков в окружающую среду рассчитаны используя компьютерные программы и консервативные допущение. Действительные выбросы из эксплуатируемой АЭС обычно ниже, чем рассчитанные значения.

Оценка дозы, используя модели рекомендуемые МАГАТЭ Результаты расчета доз для членов 1-ой критической группы вследствие выбросов радионуклидов переносимых по воздуху из 4-ех EC-6 и 2-х ESBWR блоков представлены в Рис. 7.10-12. Результаты представлены для членов критической группы (для взрослых и детей). По результатам оценки (см. Рис. 7.10-12), разница Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. между взрослыми и детьми получаемой дозой для реактора EC-6 является небольшой (разница около 2%, поэтому кривые в Рис. 7.10-12 практически совпадают), в случае реактора ESBWR, доза, которую получает ребенок, примерно в 4 раза выше, чем для взрослых, и на расстояние 1 км от источника выбросов составляет 1,1110-1 мЗв/год. В случае реактора ESBWR, доза ребенку определена радионуклидом I-131, который формирует приблизительно 82% суммарной дозы. Частично это обусловлено тем, что норма потребления продуктов молока и молока для младенца выше чем для взрослого. Доза взрослому от радионуклида I-131 не превышает 50% суммарной дозы. И для реактора EC-6, и для ESBWR, максимальные дозы наблюдаются в пределах области с радиусом 800 м вокруг источника выброса. Доза облучения уменьшается с увеличением в расстоянии, и в точке на расстоянии 1 км от источника равна 7,8710-2 / 8,0610-2 мЗв/год (взрослый / ребенок) для реакторов EC-6 и 2,8810-2 / 1,1110-1 мЗв/год (взрослый / ребенок) для реакторов ESBWR.

1,0E+ ESBWR (вз) ESBWR (д) EC6 (вз) 1,0E EC6 (д) Доза, мЗв/год 1,0E 1,0E 0,0 0,5 1,0 1,5 2,0 2,5 3, Расстояние, км Рис. 7.10-12. Зависимость дозы, получаемой членом 1-ой критической группы населения (вз – взрослые;

д – дети), от расстояния При оценке дозы, которую получили бы члены 2-й критической группы, рассматривались только две модели реакторов – EC-6 и ESBWR, поскольку они вызывают максимальные дозы для населения (на основе Табл. 7.10-29).

Результаты расчетов дозы вследствие радиоактивных выбросов в атмосферу для членов 2-й критической группы (в СЗЗ пробивают 290 часов) представлены в Табл. 7.10-32. При оценки дозы жителя не учитывалось изменение излучаемый объемной активности радионуклидов в санитарно-защитной зоне, и консервативно принято самое большое оцененное значение объемной активности во всей СЗЗ. В Табл. 7.10-32 представлены величины дозы для взрослых членов 2 й критической группы. Разница между ребенком и взрослым жителем получаемой годовой эффективной дозы для обоих типов реакторов является небольшой (1%).

Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. Табл. 7.10-32. Годовая эффективная доза члену 2-ой критической группы населения вследствие переносимых по воздуху выбросов радионуклидов из новой АЭС Модель реактора Годовая эффективная доза, мЗв/год 2,6910- EC -6 (4 блока) 3,1510- ESBWR (2 блока) Влияние прямого излучения Воздействие прямого излучения члену 2-ой критической группы населения было оценено на основе данных измерения датчиков системы «Skylink», представленных в отчете мониторинга Игналинской АЭС 2007 г. (ИАЭС, PTOot 0545-15). По измерениям этой системы, видно, что зарегистрированные дозы САЗ Игналинской АЭС не отличаются от облучения из-за естественного излучения, которое в основном обусловлено природным радионуклидом K-40. Это подтверждают и измерения в среде электростанций других стран, где зарегистрированные дозы не отличаются от естественного радиационного фона.

Таким образом, прямое воздействие ионизирующего излучения очень мало и не выделяется от естественного фона. Даже если консервативно принять, что средняя мощность дозы в существующей СЗЗ ИАЭС равна 0,115 мкЗв/ч и приняв, что члены 2-ой критической группы населения будут подвержены влиянию такой мощности дозы, годовая эффективная доза, полученная членом этой группы из-за прямого излучения в зависимости от времени, проведенного в пределах СЗЗ, будет ниже ограниченной доз 0,2 мЗв в год (см. Табл. 7.10-33). Разница между ребенком и взрослым жителем получаемой годовой эффективной дозы из-за прямого излучения является незначительной. Так как воздействие прямого излучения также является незначительной для 1-ой критической, далее это воздействие не рассматривается (см. также подраздел «Влияние прямого излучения» раздела 7.11.1).

Табл. 7.10-33. Годовая эффективная доза члену 2-ой критической группы населения вследствие прямого облучения Время, проведенное Годовая эффективная доза, мЗв/год в СЗЗ, час/г 290 0, Доза получаемая строителями, временно работающими в СЗЗ Игналинской АЭС Статья 89 обновленной гигиенической нормы Литвы HN 87:2002 (Вальстибес жиниос, 2003, № 15-624, 2008, № 35-1251) указывает, что лицам, которые постоянно или временно работают на объекте ядерной энергетики (ОЯЭ) или на других объектах, связанных с эксплуатацией или обслуживанием ОЯЭ, находящихся в пределах санитарно-защитной зоны ОЯЭ, и которые не отнесены ни к категории A, ни к категория Б, применяется предельно допустимая доза мЗв в год, указанная в гигиенической норме HN 73:2001 (Вальстибес жиниос, Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. 2002, № 11-388, 2003, № 90-4080). В течение строительства новой АЭС строители, которые будут выполнять строительные работы в пределах территории существующей Игналинской АЭС, попадают в эту категорию. Рядом с альтернативной площадкой № 1 находится промежуточное хранилище отработанного ядерного топлива Игналинской АЭС, поэтому консервативно принято, что строители, работающие на этой площадке, будут подвержены максимальному облучению. Годовая эффективная доза, получаемая строителями, работающими на площадке № 2, будет ниже. На основе данных маршрутного гамма фиксирования, представленных в отчете мониторинга Игналинской АЭС 2007 г. (ИАЭС, PTOot-0545-15), консервативно принято, что мощность дозы на площадке № 1 - 0,152 мкЗв/ч. Как было упомянуто выше, доза от прямого излучения члену 1-ой критической группы главным образом определена естественным радиационным фоном. Даже если консервативно принять, что строители находятся под воздействием естественной радиации, и принимая средние величины концентраций радионуклидов в воздухе и почве, измеренные в СЗЗ Игналинской АЭС и сделав предположение, что работа строителей составляет 2000 часов в год, рассчитанная доза облучения строителей равна 0, мЗв в год, эта величина меньше, чем предельно допустимая доза 1 мЗв/год для лиц, работающих в пределах СЗЗ.

Обобщение профессионального облучения, основанное на опыте эксплуатации существующих АЭС Возможно, больше всего информации о профессиональных дозах на различных атомных электростанциях собрано в информационной системе профессионального облучения (англ. ISOE) – программе Агентства по ядерной энергии (англ. NEA). Таким образом, информация представленная в данном разделе, в целом является кратким обобщением последнего отчета программы ISOE (ОЭСР, 2008).

С 1992 г. ISOE, совместно финансируемая ОЭСР/NEA и МАГАТЭ, поддержала оптимизацию доз рабочих на атомных электростанциях при помощи сети обмена информацией и опытом для профессионалов радиационной защиты атомных электростанций и национальных регулирующих органов по всему миру, и посредством развития и публикации соответственных технических ресурсов.

Ключевой аспект программы ISOE – отслеживание тенденций годового профессионального облучения от объектов ядерной энергетики по всему миру для сопоставления, сравнительного анализа и обмена опытом членов ISOE. Используя базу данных ISOE, содержащую данные годового профессионального облучения, обеспеченные всеми участвующими коммунальными предприятиями, члены ISOE могут выполнять различные сопоставления и анализ тенденций для стран, типов реакторов или для других критериев, как группирование родственных блоков.

Обобщение ниже обеспечивает основные факты общих тенденций профессиональных доз в атомных электростанциях.

В конце 2006 г., программа ISOE включала 71 участвующее коммунальное предприятие в 29 странах (336 эксплуатируемых блоков;

42 закрытых блока), а также регулирующие органы 25 стран. Сама база данных профессионального облучения ISOE включила информацию об уровнях профессионального облучения и тенденциях из 401 эксплуатируемого реактора в 29 странах, охватывая около 91 % эксплуатируемых коммерческих ядерных реакторов во всем мире. Табл. 7.10-34 резюмирует участие по типу реактора и статусу.

Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. Табл. 7.10-34. Число реакторов, включенное в базу данных ISOE.

Другие Всего PWR BWR PHWR GCR LWGR Число эксплуатируемых реакторов, включенных в базу 262 88 28 22 1 0 данных ISOE Число окончательно закрытых реакторов, включенных в базу 26 15 2 31 4 2 данных ISOE Общее число реакторов, включенных в базу данных 288 103 30 53 5 2 ISOE Резюме среднегодовых коллективных доз в 2006 г. по типу реактора эксплуатируемых реакторов обеспечено в Табл. 7.10-35.

Табл. 7.10-35. Резюме средних коллективных доз в 2006 г.

Скользящее Среднегодовая среднее коллективная Радиоактивные стоки значение за доза в 2006 г.

года 2004- (человек•Зв) гг. (человек•Зв) Реакторы воды под давлением (PWR/ВВЭР) 0,71 0, Реакторы кипящей воды (BWR) 1,32 1, Реакторы тяжелой воды под давлением 1,15 1, (PHWR/CANDU) Все реакторы, включая охлаждаемые газом (GCR) и графитовые реакторы легкой воды 0,85 0, (LWGR) Тенденции облучения за последние три года для всех типов реакторов, выраженных в виде скользящего среднегодового значения для 3 лет коллективных доз показаны соответственно в Табл. 7.10-36 и в Табл. 7.10-37. Эти результаты в первую очередь основаны на данных, обобщенных и зарегистрированных в базе данных ISOE за 2007 г., пополненной отчетами отдельных стран.

Табл. 7.10-36. Среднегодовая коллективная доза на блок в зависимости от типа реактора, 2004-2006 гг. (человек·Зв).

Глобальная PWR, ВВЭР средняя BWR PHWR GCR LWGR величина 2004 2005 2006 2004 2005 2006 2004 2005 2006 2004 2005 2006 2004 2005 2006 2004 2005 0,77 0,77 0,71 1,46 1,47 1,31 0,84 1,19 1,15 0,04 0,06 0,12 3,41 2,11 3,06 0,89 0,91 0, Табл. 7.10-37. Скользящее среднегодовое значение для 3 лет коллективных доз на блок в зависимости от типа реактора, 2002-2006 гг. (человек·Зв).

Глобальная PWR, ВВЭР средняя BWR PHWR GCR LWGR величина ‘02- ’03- ’04- ‘02- ’03- ’04- ‘02- ’03- ’04- ‘02- ’03- ’04- ‘02- ’03- ’04- ‘02- ’03- ’04 ‘04 ‘05 ‘06 ‘04 ‘05 ‘06 ‘04 ‘05 ‘06 ‘04 ‘05 ‘06 ‘04 ‘05 ‘06 ‘04 ‘05 ‘ 0,84 0,80 0,75 1,64 1,57 1,41 0,96 1,05 1,06 0,07 0,06 0,07 4,03 3,49 3,00 0,99 0,95 0, На Рис. 7.10-13 изображены данные 2006 г. в виде графика, распределенному от наибольшей к наименьшей средней дозе для различных типов реакторов. На Рис.

7.10-14 изображены тенденции средней коллективной дозы на тип реактора в Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. 1992-2006 гг., со среднегодовыми дозами в 2006 г., сохраняющимися на довольно низком уровне. На Рис. 7.10-13 «число блоков» относится к числу блоков, для которых данные были сообщены для рассматриваемого года.

Рис. 7.10-13. Средняя коллективная доза на тип реактора в 2006 г.

Рис. 7.10-14. Средняя коллективная доза на реактор для всех эксплуатируемых реакторов в зависимости от типа реактора, 1992-2006 гг.

(Примечание: вставленный график показывает среднюю коллективную дозу для LWGR).

В Европе средняя коллективная доза на реактор для PWR и ВВЭР в 2006 г. была около 0,58 человек·Зв на реактор;

большинство стран показало тенденцию стабильности или уменьшения за последние три года. Средняя коллективная доза на реактор для BWR в Европе в 2006 г. была около 1,00 человек·Зв. Тенденция Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. среднегодовой коллективной дозы 3-летного скользящего среднего значения, которая обеспечивает более хорошее представление общей тенденции дозы, показывает, что было небольшое уменьшение для PWR и ВВЭР, от 0,74 человек·Зв на реактор в 2002–2004 г.г. до 0,65 человек·Зв на реактор в 2004– 2006 гг. Тенденция для BWR более стабильная, со значением 1,01 человек·Зв на реактор в 2002–2004 гг. и 1,00 человек·Зв на реактор в 2004–2006 гг. 3-летнее скользящее среднегодовое значение годовых коллективных доз на реактор для BWR довольно похожее во всех Европейских государствах, с минимумом в Швеции (0,91 человек·Зв) и максимумом в Швейцарии (1,08 человек·Зв).

В целом, среднегодовая коллективная доза на эксплуатируемый блок реактора постоянно уменьшалась в период времени, рассмотренный в базе данных ISOE, со средними значениями в 2006 г. сохраняющими уровни, достигнутые за последние несколько лет. Вместо некоторого годового разнообразия, поддерживается четкая тенденция понижения уровней коллективной дозы в большинстве реакторов.

Более подробное обсуждение и анализ тенденций дозы в различных странах можно найти в (ОЭСР, 2008). Но, замечено, что вследствие сложных параметров, ведущих коллективные дозы, и разнообразия установок, делающих вклад, вышеупомянутое обсуждения и цифры не поддерживают никаких выводов, что касается качества выполнения радиационной защиты в рассматриваемых выше странах.

Меры смягчения 7.10. Меры смягчения нерадиологического влияния 7.10.3. Новая атомная электростанция будет разработана так, чтобы соответствовать всем правовым актам органов о здоровье и безопасности. Предыдущие разделы 7.10.2. и 7.10.2.2 перечисляют все различные типы влияний НАЭС на здоровье населения и для некоторых типов также возможности их смягчения. Многие действия и технические решения для предотвращения вредных влияний будут определены более подробно во время проекта НАЭС.

Показатели, влияющие на здоровье населения, на которое НАЭС может оказать вредное влияние во время этапа строительства или эксплуатации следующие:

качество воздуха, шум, риск аварий (строительство или движения), миграция, потребление алкоголя и преступность.

Меры по смягчению влияния НАЭС на качество воздуха описаны в разделе 7.2.3.

Он также обсуждает меры смягчения влияния движения из и на НАЭС. Так как тепловые и паровые котельные не являются частью хозяйственной деятельности оцененной в данном ОВОС, их влияния и меры по смягчению описаны ОВОС, рассматривающих их (Блок управления проекта снятия с эксплуатации Игналинской АЭС, 2004a и Блок управления проекта снятия с эксплуатации Игналинской АЭС, 2004b).

Влияние шума ор деятельности строительства НАЭС может быть смягчено посредством проведения особо шумных и мешающих действий в рабочие дни в рабочее время днем. Большое движение на строительную площадку также может быть организованно в аналогичное время, если потребуется. Уровни шума могут быть уменьшены также при помощи использования шумовых барьеров.

Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. Шум, производимый механизмами и оборудованием во время эксплуатации НАЭС, может быть эффективно уменьшен при выборе техники и материалов для строительства зданий. Источники шума также могут быть изолированы покрытием или они могут быть оборудованы звуковыми заслонками, при необходимости. Шум, возникающий вследствие вибрации, может быть уменьшен при помощи установки вибрирующего оборудования на гибкую основу.

Влияния НАЭС на безопасность движения можно смягчить при помощи соответственного планирования и контроля движения. Количество движения можно уменьшить посредством организации автобусного транспорта для работников НАЭС во время этапов строительства и эксплуатации. Во время строительства специальные комплексы размещения могут быть построены вблизи строительной площадки для уменьшения движения. Специальный транспорт, особенно во время этапа строительства, может быть пущен вне часов пика ежедневного движения.

Факторы профессионального риска и пути их уменьшения описаны отдельно в разделах 7.10.2.1 и 7.10.2.2.

Смягчение вредных социальных влияний, таких как любые социальные проблемы, вызванные временным перемещением рабочей силы на территорию, должно быть учтено заранее при планировании проекта. Вредные влияния можно уменьшить при помощи совместной эксплуатации организатора НАЭС и ближайшими самоуправлениями. Различная деятельность времяпровождения может быть координируема для рабочих, а иностранным работникам может быть обеспечено руководство по местной культуре и практике.

Смягчение радиологического влияния 7.10.3. Вокруг площадки новой АЭС, будет установлена санитарно-защитная зона (СЗЗ) где нет постоянных жителей, и где хозяйственная деятельность ограничена.

Радиологическое влияния на здоровье населения в пределах санитарно-защитной зоны минимальное и не превысит пределов, предписанных требованиями радиационной защиты. За пределами санитарно-защитной зоны, влияния может считаться незначительным. Порядок установки СЗЗ описан в «Регламенте установки границ и требований санитарно-защитных зон» (Вальстибес жиниос, 2004, № 134-4878). Следует подчеркнуть, что термины и критерии, используемые для наименования территории вокруг АЭС и определения размера этой территории, отличаются в разных странах. Термин «санитарно-защитная зона», используемый в правовых актах Литвы, использовался в бывшем Советском Союзе, и обычно эта зона вокруг атомной электростанции в бывших странах Советского Союза радиусом 3 км. Существующая СЗЗ Игналинской АЭС также радиусом 3 км. Другие термины, такие как «зона исключению» и «площадка установки» также используются в законодательства США и Швеции. Резюме требований и критериев для установки зон вокруг АЭС в различных странах представлено в Табл. 7.10-38.

Размер СЗЗ новой АЭС предлагается принять, предполагая, что доза из-за выбросов радионуклидов из новой АЭС в воздух, в соответствии с которой подбирается размер СЗЗ, не должна превышать 0,1 мЗв в год. Это консервативное предположение, поскольку, приняв величину ограниченной дозы (0,2 мЗв в год), размер СЗЗ был бы меньше. Следует отметить, что предлагаемый размер СЗЗ новой АЭС только прелиминарный и предназначен только для оценки СЗЗ новой АЭС. На территории СЗЗ существующей Игналинской АЭС имеются Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. действующие и планируемые ОЯЭ Игналинской АЭС, которые включает в себя общая СЗЗ радиусом в 3 км, но окончательно остановив Игналинскую АЭС и сократив выбросы радионуклидов в окружающую среду, СЗЗ может быть пересмотрена, т. е. или будет оставлена существующая СЗЗ, или каждый ОЯЭ, а также каждая новая АЭС будет иметь свою собственную СЗЗ.

Размер санитарно-защитной зоны определяется в соответствии с дозой члена 1-й критической группы. Как видно из Рис. 7.10-12, доза облучения уменьшается с увеличением расстояния, а в точке в 1 км от источника для реактора EC- составляет около 0,08 мЗв/год, и около 0,11 мЗв/год для детей - в случае ESBWR реакторов. Для реакторов других типов доза из-за выбросов в атмосферу еще ниже.

В этом отчете по ОВОС предлагаемый размер СЗЗ новой АЭС является прелиминарным, а в последующих этапах проекта границы СЗЗ и деятельность в ней будет определяться в соответствии с руководством «Правила определения границ и режима санитарно-защитной зоны» (Вальстибес жиниос, 2004, № 134 4878).

На основе оценок доз для члена 1-й критической группы населения, СЗЗ новой АЭС для всех типов реакторов должна быть радиусом приблизительно 1 км. Надо отметить, что рассчитанное годовое максимальное облучение членов критической группы населения вследствие выбросов радионуклидов в водную среду из 4-ех EC-6 реакторов, и используя в документе LAND 42-2007 представленные множители дозы, составляет приблизительно 0,023 мЗв (см. Табл. 7.10-31). Это значение консервативно добавляя к годовой эффективной дозе получаемой членами 1-ой критической группы (детьми) вследствие выбросов в атмосферу из двух ESBWR реакторов, суммарная значение дозы было бы около 0,13 мЗв/год и эта величина не превышает ограниченной дозы 0,2 мЗв/год.

Планируемые для НАЭС площадки находятся в пределах промплошадки и санитарно-защитной зоны существующей ИАЭС. Кратчайшее расстояние от планируемых площадок до границы существующей санитарно-защитной зоны примерно 1,5 км. Таким образом, для новой АЭС (в случае любого типа реактора) предлагаемая СЗЗ была бы в пределах СЗЗ существующей ИАЭС, поэтому нет необходимости применять новых ограничений или эвакуации населения из СЗЗ новой АЭС.

Табл. 7.10-38. Территория вокруг атомной электростанции.

Санитарно-защитная зона Площадка установки (YVL (Вальстибес жиниос, 1996 Зона исключения (10 CFR) 1.10) г., № 119-2771) Санитарно-защитная зона – Зона исключения означает, Площадка атомной специальная территория или что зона, окружающая электростанции площадка радиоактивного реактор, в которой лицензиат простирается на расстоянии загрязнения, где уровень примерно одного километра реактора обладает излучения может превысить полномочием определить всю от установки. Она определена предписанные нормы при как территория, где деятельность, включая нормальных условия позволена только исключение или удаление персонала и собственности из деятельность, связанная с эксплуатации ядерной зоны. Эту территорию может электростанцией. Постоянное установки. Перед вводом пересекать автомагистраль, поселение запрещено, и установки в эксплуатацию, железная дорога или водный позволено только очень все население будет путь, обеспечивая, что эти ограниченное количество переселено из санитарно пути находятся не так близко мест размещения и отдыха защитной зоны путем, к установке, чтобы помешать работников. Лицензиат, предписанным Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. Санитарно-защитная зона Площадка установки (YVL (Вальстибес жиниос, 1996 Зона исключения (10 CFR) 1.10) г., № 119-2771) правительством. нормальной эксплуатации ответственный за Деятельность и установки, и обеспечивая эксплуатацию электростанции строительство установок и соответственные и будет уполномочен решать о зданий, не связанных с эффективные меры для всей деятельности на эксплуатацией или контроля движения на территории, и сможет обслуживанием комплекса, автомагистрали, железной устранить неуполномоченных тут будет запрещено. Земля, дороге или на водном пути в лиц с площадки, при необходимости, или леса и водоемы на случае аварии, для защиты предотвратить вход таких лиц территории санитарно- здоровья населения и на площадку. Площадка защитной зоны могут быть безопасности. Поселения в установки может проводить и использованы для зоне исключения обычно хозяйственных целей, только запрещены. При любом другую, не связанную с событии, жители должны установкой деятельность, с одобрения оператора быть готовы к переселению обеспечивая, что она не установки и разрешение от при необходимости. создаст угрозу безопасности министерства окружающей Деятельность, не связанная с установки. Линия движения среды и министерства эксплуатацией реактора может пересечь площадку, здравоохранения.

может быть допущена при если объем движения В соответствии с (Вальстибес жиниос, 2004, № соответственных небольшой и движение может 134-4878) пределами доз на ограничениях, обеспечивая, быт направлено в другое членов населения (0,2 что значительных рисков на место, при необходимости.

мЗв/год) не будет превышено здоровье населения и Посещения площадки на границе СЗЗ во время разрешены, учитывая, что безопасность не возникнет.

нормальной эксплуатации Зона исключения будет такого лицензиат сможет АЭС. контролировать перемещение размера, что лицо, расположенное в любой точке посетителей.

на ее границе в течение двух часов сразу же после поступания предполагаемого продукта распада не получит полной дозы радиации на все тело ограничиваясь 25 бер или общую дозу облучения в пределах 300 бер на щитовидную железу от облучения йодом.

Дополнительно, будут введены административные и технические меры для смягчения радиологического влияния. Эти меры включают:

• Контроль радиологических источников. Будут введены измерения и деятельность, необходимые для герметичности радиоактивных материалов.

Многократные барьеры будут обеспечены для предотвращения попадания радиоактивных материалов в окружающую среду.

• Контроль радиоактивных выбросов. Охватывает меры и деятельность, которые будут установлены в новой АЭС для контроля радиоактивных выбросов в окружающую среду, чтобы соответствовать специфическим пределам.

• Мониторинг радиоактивных выбросов. Будут введены меры и деятельность, необходимые для измерения радиоактивных выбросов в определенных пунктах выбросов.

• Мониторинг окружающей среды. Будут доступны меры и деятельность, необходимые для измерения уровней радионуклидов в окружающей среде, Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. для оценки радиологического влияния на здоровье населения и окружающую среду вследствие радиоактивных выбросов из новой АЭС.

Более подробные меры по смягчению влияния будут рассмотрены и обоснованы в отчете анализа по безопасности, учитывая аспекты технического проекта.

РЕЗЮМЕ РАДИОЛОГИЧЕСКИХ ВЛИЯНИЙ И ВЛИЯНИЙ НА ОЗЕРО ДРУКШЯЙ ПРИ 7. НОРМАЛЬНЫХ УСЛОВИЯХ Резюме радиологических влияний 7.11. Как утверждается в программе ОВОС, этот раздел подытоживает оценку радиологических влияний на разные компоненты окружающей среды вследствие нормальной эксплуатации новой АЭС. Также учитываются другие существующие и планируемы ядерные установки, расположенные в санитарно-защитной зоне АЭС.

Радиологическое влияние на окружающую среду при нормальной эксплуатации НАЭС возникает вследствие радиоактивных выбросов, передаваемых по воздуху и воде. Оценка передаваемых по воздуху и воде выбросов в окружающую среду для различных типов энергетических ядерных реакторов соответственно дана в разделах 7.1.2 и 7.2.2. LAND 42:2007 (Вальстибес жиниос, 2007, № 138-5693) обеспечивает принципы, как должна проводиться оценка радиологического влияния на окружающую среду. Один из принципов утверждает, что меры, обеспечивающие адекватную безопасность для людей, достаточны и для защиты окружающей среды и природных ресурсов. Поэтому, основываясь на данных передаваемых по воздуху и воде выбросов, был проведен расчет потенциального облучения населения, он представлен в 7.10. В зависимости от типа реактора, мощности и общего числа блоков, годовые дозы на члена критической группы населения, вызванные радиоактивными выбросами (воздушными и водными) в окружающую среду отличаются в интервале от 4,19 до 33,01 мкЗв (от 0,004 до 0,033 мЗв). Установленный предел дозы для членов населения равен 0,2 мЗв ( мкЗв) в год. Поэтому, дозы во время нормальной эксплуатации новой АЭС будут примерно в 5 раз меньше, чем ограничение дозы. Это значит, что новая АЭС не окажет вредного влияния на здоровье (например, уменьшение и качество жизни вследствие облучения ионизирующего излучения, соматическое влияния, рак или наследственные заболевания).

Обзор существующих и планируемых комплексов Игналинской АЭС Обе потенциальные площадки для новой АЭС расположены в пределах промплощадки ИАЭС в существующей санитарно-защитной зоне радиусом 3 км (СЗЗ). ИАЭС будет полностью закрыта к концу 2009 г. Для снятия ИАЭС с эксплуатации была выбрана концепция немедленного демонтажа. В ходе снятия с эксплуатации, на промплощадке ИАЭС и вблизи будут построены новые объекты ядерной энергетики с целью обращения, промежуточного хранения и захоронения существующих произведенных радиоактивных эксплуатационных отходов и отходов снятия с эксплуатации (только определенные типы отходов) вместе с отработанным ядерным топливом.

Снятие с эксплуатации существующей ИАЭС и эксплуатация этих объектов ядерной энергетики может продлиться несколько десятилетий и даже дольше. Эти Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. существующая и новая ядерная деятельность может обусловить радиологическое влияние на площадках новой АЭС во время выполнения строительных работ.

После начала эксплуатации, радиологическому влиянию из новой АЭС могут содействовать дополнительные радиологические влияния вследствие существующей и новой ядерной деятельности.

Согласно заключительному плану снятия ИАЭС с эксплуатации (ИАЭС DPMU, 2004) процесс снятия с эксплуатации разделен на несколько проектов снятия с эксплуатации (ПСЭ). Каждый из данных ПСЭ охватывает соответственную область деятельности, определяет объем работ и их особенности, и обеспечивает вклад организаций со специфической деятельностью, анализ безопасности и оценку влияния на окружающую среду. Для обеспечения, что оценка влияния на окружающую среду основана на надежной и подробной информации, которая будет доступна в прогрессе соответственного ПСЭ, программа ОВОС снятия ИАЭС с эксплуатации (ИАЭС DPMU, 2004) обеспечивает разработку отчетов по ОВОС отдельно для каждого ПСЭ. Каждый отчет по ОВОС последующего ПСЭ должен учесть результаты предыдущих отчетов. Таким образом, общее влияния на окружающую среду будет оценено и контролируемо на основе последней информации, и меры смягчения влияния на окружающую среду будут адекватны для настоящей ситуации.

В дополнение к деятельности по снятию существующих ОЯЭ Игналинской АЭС с эксплуатации, проект снятия с эксплуатации предусматривает строительство:

промежуточного хранилища отработанного ядерного топлива (ПХОЯТ), комплекса по обращению с твердыми радиоактивными отходами и их хранения (КОТОХ), модулей захоронения радиоактивных отходов очень низкого уровня активности (могильник типа Landfill), приповерхностного могильника низко- и среднеактивных радиоактивных отходов.

Будущая деятельность предусматривает превращение на данный момент эксплуатируемого комплекса хранения битумированных отходов в могильник.

Комплекс цементирования жидких радиоактивных отходов (т.е., для цементирования отработанных ионообменных резин и осадков из вспомогательных фильтров) начал эксплуатироваться в г.

Зацементированные отходы будут временно храниться во Временной хранилище, построенном на промплощадке ИАЭС. Далее, отходы будут сброшены в приповерхностный могильник для короткоживущих радиоактивных отходов низкой и средней активности. Уже принято решение о расширении существующего хранилища отработанного ядерного топлива. В 2006 г. VATESI пополнило условия лицензии и позволило хранить в хранилище дополнительно контейнеров CONSTOR РБМК-1500. Планируется еще одна модификация, которая увеличит вместимость хранилища дополнительно на 10 контейнеров CONSTOR РБМК-1500.


Существующие и новые планируемые или предусмотренные на преобразование ОЯЭ, находящиеся в настоящей санитарно-защитной зоне Игналинской АЭС радиусом 3 км, изображены на Рис.7.11-1. Основные этапы деятельности (эксплуатация, снятие с эксплуатации, институциональный надзор и т.д.) ОЯЭ обобщены на Рис. 7.11-2.

Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. Рис.7.11-1. Существующие и планируемые объекты ядерной энергетики, находящиеся в настоящей санитарно-защитной зоне Игналинской АЭС радиусом 3 км.

На Рис.7.11-1 выше изображены следующие объекты ядерной энергетики:

1 – сооружение 158 (предусматриваемый могильник битумированных радиоактивных отходов) и новое промежуточное хранилище зацементированных радиоактивных отходов (сооружение 158/2);

2 – энергоблоки Игналинской АЭС, 3А, 3В - альтернативные площадки новой АЭС;

4 - существующее хранилище отработанного ядерного топлива (ОЯТ);

5 – новое ПХОЯТ;

6 – новый КОТОХ;

7 – модули захоронения могильника Landfill;

8 – приповерхностный могильник мало и среднеактивных отходов;

9 – буферное хранилище могильника Landfill.

Буферное хранилище могильника Landfill Экплуатация Снятие с эксплуатации Игналинская АЭС Активный институционный надзор Пассивный институционный надзор Новая АЭС Существующее СХОЯТ Новое ПХОЯТ Новый КОХТО Хранилище зацементированных РАО Модули захоронения oчень низкоактивных РАО (могильник Landfill) Соор. 158 (могильник битумированных РАО) Могильник низко и средне активных РАО 2000 2050 2100 2150 2200 2250 2300 ГОДЫ Рис. 7.11-2. Основные этапы деятельности существующих и планируемых объектов ядерной энергетики, находящихся в настоящей санитарно защитной зоне Игналинской АЭС радиусом 3 км.

Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. Планируется, что первый блок новой АЭС начнет эксплуатироваться не позднее 2015 г. Поэтому, общее радиологическое влияние новой АЭС и существующих и планируемых объектов Игналинской АЭС расположенных в пределах промплощадки ИАЭС оценено на 2015 г. Во время эксплуатации новой АЭС радиологическое влиянии ОЯЭ Игналинской АЭС вследствие радиоактивного распада радионуклидов в хранимых радиоактивных отходах и ОЯТ только уменьшится.

Радиоактивные выбросы из существующих ОЯЭ в СЗЗ ИАЭС Согласно данным, представленным в отчете мониторинга (ИАЭС, PTOot-0545-15), дозы, в настоящее время получаемые вследствие радиоактивных выбросов в окружающую среду из ОЯЭ, расположенных в пределах СЗЗ Игналинской АЭС, подытожены на Рис. 7.11-3. Может заключить, что дозы из-за фактических выбросов из площадки ИАЭС намного меньше, чем ограниченная доза (0,2 мЗв в год (HN 87:2002)). С 1995 г. доза из-за выбросов в водную среду постепенно уменьшается. Доза из-за выбросов в атмосферу в общем случае намного меньше.

Увеличение дозы в 2004 г. наблюдалось из-за выброса I-131 из установки обработки жидких отходов ИАЭС (здание 150).

0. 0. Воздушный Доза, мЗв 0. Водный 0. 0. 0. 1992 1994 1996 1998 2000 2002 2004 Год Рис. 7.11-3. Годовая эффективная доза для члена критической группы населения, обусловлена водными и воздушными выбросами из ОЯЭ, расположенных на СЗЗ ИАЭС за период 1992–2007 г. (ИАЭС, PTOot-0545-15).

Планируется, что эксплуатация ИАЭС будет длиться до конца 2009 г. Для прогнозирования консервативного влияния выбросов вследствие эксплуатации ИАЭС (до 2010 г.) были выбраны максимальные дозы облучения, наблюдавшиеся в период последних лет (1999–2007 г.). Принято, что годовая эффективная доза облучения члена населения, вызванная переносимыми по воздуху выбросами – 1,9Е-03 мЗв (доза облучения в 2004 г.), а вызванная радиоактивными переносимыми по воде выбросами– 4,19Е-03 мЗв (доза облучения в 2002 г.).

Предполагаемое влияние, вызванное ОЯЭ, находящимися в СЗЗ ИАЭС, также включает в себя и воздействие предполагаемых радиоактивных выбросов при выполнении следующих планируемых операций:

Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. • окончательный останов реактора Блока 1 ИАЭС, операции фазы выгрузки топлива и дезактивации оборудования согласно плану снятия ИАЭС с эксплуатации (т.е. деятельности U1DP0). Действия U1DP0 планируется выполнить в период с 2005 г. до 2012 г.;

• начало эксплуатации и дальнейшая эксплуатация нового комплекса цементации жидких радиоактивных отходов и временного хранилища зацементированных отходов в 2006 г. Комплекс цементации отходов будет эксплуатироваться около 14 лет. Проектная продолжительность эксплуатации промежуточного хранилища – приблизительно 60 лет.

Предполагаемая доза облучения населения, вызванная радиоактивными выбросами из ОЯЭ, находящихся в СЗЗ ИАЭС, обобщена на Рис. 7.11-4. Как видно, предполагаемая доза облучения, вызванная радиоактивными выбросами из ОЯЭ, находящихся в СЗЗ ИАЭС, мала. Максимальное значение дозы облучения (9,69Е-03 мЗв) в основном обусловлена планируемой деятельностью дезактивации оборудования первого энергоблока в 2009 г. и предположением, что эксплуатация второго энергоблока ИАЭС также влияет на консервативно оцененную дозу облучения (6,09Е-03 мЗв).

Рис. 7.11-4. Предполагаемая годовая эффективная доза облучения члена критической группы населения, вызванная радиоактивными выбросами (воздушными и водными) из ОЯЭ, находящихся в СЗЗ ИАЭС.

Представленное на Рис. 7.11-4 предполагаемое облучение не включает воздействия на окружающую среду вследствие подобных операций по дезактивации оборудования второго энергоблока. Для этой деятельности будет разработан отдельный проект, так называемый U2DP0. В настоящее время нет оценки влияния радиоактивных выбросов, поэтому возможна только приблизительная оценка. Намечается, что выгрузка топлива из второго энергоблока, при уже действующем ПХОЯТ, будет закончена за несколько лет после окончательного останова реактора. По сравнению с первым энергоблоком, деятельность по дезактивации оборудования второго энергоблока можно будет начать через более короткое время после окончательного останова реактора.

Поэтому активность радиоактивных выбросов (короткоживущих Mn-54, Fe-55, Co-58, Co-60, Cs-134 и т.п.) будет выше, и это вызовет большее воздействие, чем Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. подобная деятельность U1DP0. Предполагается, что вследствие дезактивации оборудования второго энергоблока, годовое облучение члена критической группы населения может быть приблизительно вдвое больше (в отдельные годы – до 8,010-3 мЗв). Поэтому можно предположить, что после 2015 г. годовая эффективная доза, вызванная воздушными радиоактивными выбросами и жидкими стоками из существующих ОЯЭ, находящихся в СЗЗ ИАЭС будет ниже 1Е-03мЗв.

В настоящее время нет более подробных прогнозов воздействия радиоактивных выбросов для дальнейших этапов снятия ИАЭС с эксплуатации. Как намечено в программе ОВОС снятия ИАЭС с эксплуатации, каждая более поздняя оценка влияния на окружающую среду должна будет принять во внимание результаты более ранних отчетов.

Влияния вследствие радиологических выбросов из новых планируемых комплексов в СЗЗ ИАЭС Основываясь на Отчете по оценке влияния на окружающую среду КОТОХ (ОВОС КОТОХ), консервативно оцененная годовая эффективная доза на члена критической группы населения вследствие радиоактивных воздушных выбросов при проведении работ этапа извлечения и обработки отходов, равна 7,7910-3 мЗв.

По окончании извлечения радиоактивных отходов, количества радиоактивных выбросов в окружающую среду и, в последствии, облучение население уменьшатся.

Годовая эффективная доза на члена критической группы населения, обусловленная радиоактивными выбросами в атмосферу, консервативно оцененная в Отчете по анализу безопасности ПХОЯТ, не превысит 4,1510-4 мЗв.

Планируется, что все отработанное ядерное топливо до 2016 г. будет помещено в герметичные контейнеры хранения и будет изолировано от окружающей среды.

Позднее радиоактивные выбросы вследствие этой планируемой хозяйственной деятельности будут возможны только в связи с необходимостью перегрузить топливо в горячей камере для инспектирования топлива (ГКИТ). В случае маловероятной переупаковки ОЯТ, возможное дополнительное облучение до 1,6710-4 мЗв. Вероятность потери герметичности контейнеров во время эксплуатации ПХОЯТ и, вследствие этого, необходимости переупаковки топлива в другой контейнер, очень мала. Контейнер будет спроектирован, как сварная двухбарьерная система, обеспечивающая безопасную эксплуатацию не менее лет. Поэтому эксплуатацию ГКИТ не следует считать нормальной планируемой деятельностью ПХОЯТ.

В модулях захоронения могильника Landfill будут захоронены только твердые или зацементированные РАО. Перед этим данные радиоактивные отходы будут временно храниться в буферном хранилище могильника Landfill. Установок по обработке радиоактивных отходов в могильнике не будет. Отходы в могильник будут поступать окончательно обработанными, упакованными и готовыми к захоронению. Упаковки радиоактивных отходов должны будут соответствовать критериям приемлемости на захоронение в могильнике Landfill. Намечается, что при нормальной эксплуатации могильника радионуклиды не будут попадать в атмосферу ни в аэрозольной, ни в газовой форме. Во время заполнения модулей захоронения могильника будет действовать временная дренажная система подвалов. Жидких радиоактивных выбросов в окружающую среду не будет.

Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. Оценка влияния на окружающую среду могильника Landfill находится на стадии подготовки. Согласно предварительным оценкам, годовая эффективная доза члену критической группы населения из-за радиоактивных выбросов из буферного хранилища могильника Landfill составляла бы около 2,5410-6 мЗв, а из-за радиоактивных выбросов из модулей захоронения могильника Landfill не превышала бы 6,0010-7 мЗв.


В Отчете по ОВОС приповерхностного могильника мало- и среднеактивных отходов (RATA, 2007) даны оценки максимальных доз облучения члена критической группы населения, т.е., местного жителя - фермера, обусловленных могильником мало- и среднеактивных отходов. Максимальная расчетная величина общей дозы облучения составила бы около 0,009 мЗв в год в случае употребления загрязненной воды из озера Друкшяй и рыбы, пойманной в озере, или 0,0015 мЗв в год в случае употребления загрязненной водой из скважины, оборудованной на расстоянии 150 м от поверхностного могильника. Появления максимального значения общего облучения ожидается около 9 000 лет спустя после закрытия могильника, но в данном отчете по ОВОС новой АЭС консервативно принято, что максимальная доза 0,009 мЗв в год будет в 2015 году.

Прогноз максимальной годовой эффективной дозы члена критической группы населения, обусловленной радиоактивными выбросами (воздушными и водяными) из существующих и планируемых новых ОЯЭ, находящихся в СЗЗ ИАЭС в 2015 г. обобщен в Табл. 7.11-1.

Табл. 7.11-1. Прогноз влияния радиоактивных выбросов (на 2015 г.).

Комплекс Доза вследствие выбросов, мЗв/год Существующие комплексы 1,0010- Игналинской АЭС 7,7910- КОТОХ 4,1510- ПХОЯТ ГКИТ (во время перегрузки ОЯТ в 1,6710- ПХОЯТ) Буферное хранилище могильника 2,5410- Landfill Модули захоронения могильника 5,6010- Landfill Приповерхностный могильник для 9,0010- мало- и среднеактивных отходов 3,3010- Новая АЭС 5,1410- ВСЕГО Как видно из Табл. 7.11-1, самый большой вклад в дозу от радиоактивных выбросов из новой АЭС будет в 2015 г.

Влияние прямого излучения Результаты мониторинга радиационных полей, осуществляемого на промплощадке ИАЭС и в ее окружающей среде, показывают, что увеличение мощности дозы ионизирующего излучения наблюдается локально и только в непосредственной близости от некоторых установок по обращению с радиоактивными материалами. Измерения мощности дозы, проведенные на планируемых площадках КОХТО и ПХОЯТ, которые находятся на расстоянии примерно 1,5 км от блоков реактора Игналинской АЭС, существующего сухого хранилища ОЯТ, и других объектов, показывают, что фон излучения гамма на Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. этих площадках не отличается от естественного фона излучения гамма за пределами существующей СЗЗ ИАЭС. Средняя величина измеренных мощностей дозы соответствует средней величине мощностей доз, измеренных в регионе ИАЭС.

Это означает, что влияние вследствие прямого излучения от существующих ОЯЭ Игналинской АЭС не создает значительного воздействия на расстояниях, выше примерно чем 1 км. Аналогичное воздействие будет и от прямого излучения от новой АЭС. Например, в отчете по анализу безопасности реактора EPR (U.S. EPR Final Safety Analysis Report) показано, что годовая доза для населения на границе зоны исключения (на расстояние ~800 м от АЭС) составляет менее чем 0,01 мЗв.

В отчетах других производителей реакторов прямое излучение даже совсем не оценивается, утверждая, что это воздействие является незначительным. Поэтому, радиологическое влияние на население вследствие прямого излучения незначительно и далее не будет учитываться.

Заключение о радиологических влияниях В зависимости от типа реактора, мощности и общего числа блоков НАЭС, годовые дозы на члена критической группы населения, вызванные радиоактивными выбросами (воздушными и водными) в окружающую среду отличаются в интервале от 4,19 до 33,01 мкЗв (от 0,004 до 0,033 мЗв).

Радиологическое влияние на население вследствие прямого облучения на границе существующей СЗЗ незначительно.

Прогнозируется, что в 2015 г. (когда новая АЭС будет построена) общая годовая эффективная доза на члена критической группы населения вследствие радиоактивных выбросов, передаваемых по воздуху и воде, из новой АЭС и существующих и планируемых объектов Игналинской АЭС на границе с существующей СЗЗ (радиусом 3 км) будет ниже 0,0514 мЗв. Установленное ограничение дозу на ленов населения – 0,2 мЗв в год. Поэтому, общая годовая доза на население в 2015 г. во время нормальной эксплуатации объектов в существующей СЗЗ будет примерно в четыре раза меньше ограниченной дозы.

Резюме влияний на озеро Друкшяй 7.11. Влияния охлаждения НАЭС 7.11.2. Количество отработанного тепла сброшенного в озеро Друкшяй из НАЭС зависит не только от произведенного электричества, но также и от выбранной системы охлаждения. В системе прямого охлаждения теплота сбрасывается в озеро, а в случае охладительных башен, только небольшая часть теплоты поступает в озеро, а большая часть передается в воздух.

Основываясь на результатах моделирования и оценок специалистов, можно заключить, что экологически приемлемая тепловая нагрузка к озеру составляет около 3160 МВтвыброшено. При такой тепловой нагрузке, сравнивая с состоянием озера в текущий момент, значительные воздействия на экосистему озера не предполагаются. При более высокой тепловой нагрузке, вредные влияния на экосистему озера начинают четко выражаться и являются значительными.

Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. Однако, применяя нынешний критерий нагревания озера (т.е., допускается нагревание 20% поверхности озера свыше 28 градусов), максимально допустимая тепловая нагрузка на озеро в летние месяцы будет примерно 1390 МВтвыброшено. По этой причине в течение наиболее жарких летних месяцев может быть необходимо сократить тепловую нагрузку на озеро. Сокращение тепловой нагрузки МВтвыброшено наполовину в течение наиболее жаркого периода позволило бы поддержать температуру озера, не превышающую теперешнего предела (за исключением, возможно, несколько дней). Поэтому с экологической и экономической точки зрения наилучшей альтернативой может быть ограничение тепловой нагрузки на озеро в течение самых жарких месяцев. Имеются несколько технологий и их комбинаций. Наилучшая технология охлаждения с экологической и технической точки зрения будет выбрана позже, на этапе проектирования новой электростанции.

Если тепловая нагрузка будет незначительна (т.е. для охлаждения используются только градирни), температуры озера возвратятся на естественный уровень, и это может улучшить условия жизни видов, предпочитающих холодную воду. Но восстановление тех условий или видов, которые были перед вводом в эксплуатацию ИАЭС, не ожидается. Если общий интенсивный процесс эвтрофикации продолжается, эта альтернатива также может привести к условиям недостаточности кислорода во время периода покрытия льдом. С этой точки зрения, умеренное нагревание озера может быть выгодно для окружающей среды.

Таким образом, у этой опции различные влияния на экосистему озера: это наилучшая опция, когда рассматривается потепление озера, но может вызвать частично вредные влияния вследствие недостатка кислорода, если будет продолжаться эвтрофикация озера.

Настоящий выходной канал – это наилучшая альтернатива, когда нагретая площадь озера используется в качестве критерия. Хотя различные варианты выходного канала значительно не отличаются друг от друга. Настоящая позиция выходного канала из АЭС позволяет воде охлаждения эффективно распространяться по основной части озера, позволяя охлаждение теплообменом с атмосферой и смешивание до более холодной воды озера. Южная позиция выходного канала более напорная и мелкая, что ограничивает теплую воду выброса от смешивания с более холодной водой озера, таким образом, уменьшая площадь поверхности, где происходит охлаждение в атмосферу. Поэтому южный выходной канал приведет к более значительному влиянию нагревания и эвтрофикации в южной части озера, чем другие варианты выходных каналов.

Разделение выходных каналов на две местности не является значительно улучшающим решением, чем настоящий вариант выходного канала, по сравнению со средней величиной нагретых территорий.

При симуляции опции глубокого водозабора, хранение холодной воды в более глубокой части озера было недостаточно с самого начала симуляции, после чего температура воды глубокого водозабора не отличалась от температур существующей опции водозабора. Дополнительно, при опции глубокого водозабора, после разрушения термоклина озера, смешивание более теплой воды на глубоких уровнях увеличилось, увеличивая общее хранения тепла в озере.

Опция глубокого водозабора произведет более высокие температуры поверхности во всем озере во время самых теплых периодов, по сравнению с настоящей опцией водозабора.

Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. Основные гидрологические влияния эксплуатации новой АЭС – потери испарения, образуемые, когда нагретая вода охлаждения перемещает тепловую нагрузку в воздух посредством испарения. Общие потери зависят от эффективности установки и ор выбора метода охлаждения.

Во время нормальных гидрологических лет, не ожидается, что средний уровень озера упадет ниже нормального, и, таким образом, гидрологическое влияние на озеро и его экологические последствия считаются незначительными. В редкие периоды трех последующих засушливых лет годы, уровень озера падает ниже нормального, возможно достигая минимально дозволенного уровня. Так как объем воды, и площадь поверхности озера уменьшаются только незначительно, даже в этом случае, гидрологические влияния на озеро можно считать небольшими для таких редких случаев.

Влияния сбросов воды охлаждения на условия зимнего льда также были стимулированы, используя три различных уровня тепловой нагрузки НАЭС. При уровне тепловой нагрузки 2230 МВтвыброшено, зона безо льда будет расположена вблизи выходного канала НАЭС. Временами, в зависимости от общей температуры зимой, влияния на покров льда будет значительным, особенно при уровнях тепловой нагрузки более 3160 МВтвыброшено. Тепловые нагрузки 4460- МВтвыброшено поддержат основную часть озера открытой дольше с начала зимы. В общем, влияния покрытия льдом будет меньше в южной и западной части озера, по сравнению с оставшейся частью озера.

Влияние стоков НАЭС 7.11.2. Нагрузка питательных веществ новой АЭС составит только от 4 до 8 % всей нагрузки питательных веществ, которые будут сброшены из новой установки обработки отходов г. Висагинас. Нагрузка питательных веществ НАЭС, таким образом, не большая по сравнению со всей нагрузкой на озеро Друкшяй, получаемой из других источников (например, городские и естественные стоки г.

Висагинас). Таким образом, влияния новой АЭС на качество воды и эвтрофикацию считаются незначительными, ох нельзя отличить от общего развития эвтрофикации озера.

Стоки от обработки и технического использования будут обработаны в зависимости от качества токов механическими, химическими или биологическими методами, в соответствии с нормативными документами и законами. Стоки от производства технической воды будут нейтрализованы.

Возможные следы масла будут удалены. Стоки из контролируемой зоны будут обработаны на установке обработки жидких радиоактивных отходов. Влияния обработанных стоков на озеро считаются незначительными и приемлемыми. Но эти влияния будут измерены, и, если возникнут неприемлемые последствия, обработка стоков будет улучшена.

Ландшафт 7.11.2. Ландшафт бассейна озера Друкшяй деградировал, вследствие строительства и эксплуатации ИАЭС, города Висагинас и связанных инфраструктур.

Строительство новой АЭС вблизи ИАЭС не произведет большого влияния на деградацию ландшафта и не повлияет на соотношение между природными и антропогенными территориями. Влияния на ландшафт озера Друкшяй и его окрестностей, следовательно, будет незначительным.

Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. Культурное наследие 7.11.2. Влияния на места культурного наследия или объекты, связанные с озером Друкшяй, не ожидается.

Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. СРАВНЕНИЕ АЛЬТЕРНАТИВ 7. Общая часть 7.12. Следующие альтернативы разработки новой атомной электростанции в Литве были оценены в этом отчете по ОВОС:

Технологические альтернативы для ядерных реакторов (все реакторы • являются реакторами поколения III или III+):

реактор с водой под давлением (PWR);

o реактор кипящей воды (BWR);

o реактор тяжелой воды под давлением (PHWR);

o альтернативы уровня мощности:

• производство электроэнергии максимально до 3400 МВтэ;

o альтернативы местоположения:

• площадка № 1 - к востоку от ИАЭС;

o площадка № 2 - к западу от ИАЭС;

o альтернативы охлаждения:

• прямое охлаждение:

o различные альтернативы водозабора и сброса:

существующий водозаборный канал;

• глубокий водозабор;

• западный водозаборный канал;

• существующий сбросной канал;

• южный сбросной канал.

• непрямое охлаждение:

o влажные градирни;

методы сухого охлаждения;

гибридные градирни.

комбинация прямого и непрямого охлаждения o Различия в воздействиях на окружающую среду между этими альтернативами подытожены в следующих разделах.

Сравнение альтернатив 7.12. Сравнительные таблицы воздействий на окружающую среду 7.12.2. В Табл. 7.12-1 и Табл. 7.12-2 подытожены наиболее существенные воздействия на окружающую среду при различных альтернативах, которые были приняты во внимание. В дальнейших разделах обсуждены и сравнены различные альтернативы площадки и технические альтернативы.

Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. Табл. 7.12-1. Сводка наиболее существенных влияний на окружающую среду различных альтернатив во время строительной фазы.

Фаза Поверхностные Климат и Грунтовая вода, Биологическое Ландшафт, Социально- Общественное строительства воды качество недра земли и разнообразие землепользование экономическое здоровье воздуха почва и культурное окружение наследие Строительство Небольшое Временное Существенные Потенциальное Только небольшое Существенное Шум от атомной увеличение нагрузки местное землеройные значительное изменение положительное строительной электростанции сточных вод, но влияние пыли. работы, но грунт неблагоприятное ландшафта, влияние на площадки не будет мощность Образование на обеих влияние на существенного региональную превышать 55 dBA реконструированных пыли не будет площадках уже популяции различия между экономику и на расстоянии очистных оказывать был сильно европейской альтернативными общественность в приблизительно сооружений сточных существенное изменен выдры (Lutra площадками нет. Литве и Латвии: м от центра Существенное вод является влияние на человеком. lutra) и болотного строительной зоны.

достаточной. качество луня (Circus Никаких изменений Шум не будет влияние на воздуха за Неблагоприятные по ограничению превышать занятость.

aeruginosus) пределами влияния на землепользования допустимые уровни.

Увеличенная (указывающие строительной грунтовую воду ценные виды на любой площадке. потребность на площадки. зоны Natura 2000, не будут долгосрочное оказываться. европейская жилье и услуги.

выдра включена в список в Иммиграция Приложении IV иностранных Директивы строителей АЭС, ареалов ЕС), разнообразные если будет влияния на местное выбрана общество.

площадка № 2, может быть смягчено до приемлемого уровня.

Потенциальное значительное неблагоприятное влияние на популяции болотного луня (Circus aeruginosus) и погоныша (Porzana porzana) (указывающие Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. Фаза Поверхностные Климат и Грунтовая вода, Биологическое Ландшафт, Социально- Общественное строительства воды качество недра земли и разнообразие землепользование экономическое здоровье воздуха почва и культурное окружение наследие ценные виды зоны Natura 2000), если будет выбрана площадка № 1, может быть смягчено до приемлемого уровня.

Другие неблагоприятные влияния на биологическое разнообразие не являются существенными и могут быть смягчены до приемлемого уровня.

Строительство Влияние Временное Строительство Значительного Значительного Существенное Шум не будет связанной отсутствует. местное новых влияния нет. влияния нет, так как положительное превышать инфраструктуры влияние пыли, подъездных путей новые трассы линий влияние на допустимые уровни.

не и другой электропередачи и региональную значительное. необходимой опоры не экономику и инфраструктуры требуются. общественность в вызовет влияния Литве и Латвии.

на почву посредством необходимых земляных работ.

Строительство Строительство Влияние Значительного Потенциальное Значительного Существенное Шум не будет необходимых нового отсутствует. влияния нет. значительное влияния нет. положительное превышать охлаждающих водозаборного неблагоприятное влияние на допустимые уровни.

конструкций канала на площадке влияние на региональную № 2 может вызвать популяции экономику и временное европейской общественность в замутнение воды в выдры (Lutra Литве и Латвии.

непосредственной lutra) и болотного Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. Фаза Поверхностные Климат и Грунтовая вода, Биологическое Ландшафт, Социально- Общественное строительства воды качество недра земли и разнообразие землепользование экономическое здоровье воздуха почва и культурное окружение наследие близости. луня (Circus aeruginosus) Если новый (указывающие водозаборный канал ценные виды будет необходим на зоны Natura 2000, любой площадке, европейская строительство выдра включена может вызвать в список в временное Приложении IV замутнение воды. Директивы ареалов ЕС), Значительного если будет влияния нет. выбрана площадка № 2, может быть смягчено до приемлемого уровня.

Сырая вода и Влияние Влияние Достаточное Влияние Влияние Влияние отсутствует. Влияние сточные воды отсутствует. отсутствует. количество отсутствует. отсутствует. отсутствует.

грунтовой воды.

Никаких основных новых установок или трубопроводов не требуется.

Транспортировка Влияние Дорожный Влияние Потенциальное Влияние Местное/региональное Шум, и дорожное отсутствует. транспорт отсутствует. значительное отсутствует. влияние вследствие обуславливаемый движение увеличит неблагоприятное увеличенного дорожным выбросы в влияние на дорожного движения. движением, не воздух во популяции будет превышать время европейской дБА на расстоянии строительства краснобрюхой приблизительно новой АЭС. жерлянки м от центра дороги.

Транспортные Шум не будет (Bombina выбросы во bombina) и превышать время гребенчатого допустимые уровни.

строительства тритона (Triturus не cristatus) должно В результате оцениваются быть смягчено, увеличения Консорциум Pyry - ЛЭИ Отчет по ОВОС 27 марта 2009 г. Фаза Поверхностные Климат и Грунтовая вода, Биологическое Ландшафт, Социально- Общественное строительства воды качество недра земли и разнообразие землепользование экономическое здоровье воздуха почва и культурное окружение наследие как если будет движения оказывающие выбрана ожидается больше значительные площадка № 2. транспортных долгосрочные Если будет аварий.

влияния на выбрана качество площадка № 1, Значительного местного будут влияния вследствие воздуха. необходимы дорожных выбросов меры по не смягчению предусматривается.

влияния для европейской краснобрюхой жерлянки. Эти виды строго охраняются на уровне ЕС (включены в список Приложения IV Директивы ареалов ЕС).

Табл. 7.12-2. Сводка наиболее существенных влияний на окружающую среду различных альтернатив во время эксплуатационной фазы.

Эксплуатационная Поверхностные Климат и Грунтовая вода, Биологическое Ландшафт, Социально- Общественное фаза воды качество недра земли и разнообразие землепользование экономическое здоровье воздуха почва и культурное окружение наследие Эксплуатация Озеро Друкшяй Значительного Значительного Сброс Станция будет Занятость для Значительного новой атомной используется для влияния нет. влияния нет. охлаждающей воды видима только с приблизительно 500 влияния нет.

электростанции охлаждения и как потенциально некоторых точек человек.



Pages:     | 1 |   ...   | 3 | 4 || 6 | 7 |   ...   | 10 |
 





 
© 2013 www.libed.ru - «Бесплатная библиотека научно-практических конференций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.