Болятко Екология ядерной и возобновляемой енергетики 2010

где HT (t) – мощность эквивалентной дозы в органе в момент вре-

мени t; τ – время с момента поступления радионуклида в организм. Обычно время интегрирования в годах принимают равным 50 годам для взрослых и 70 – для детей. Ожидаемая эффективная доза определяется суммированием ожидаемых эквивалентных доз с учетом тканевых взвешивающих коэффициентов.

Для оценки воздействия радиации на человеческую популяцию вводится понятие коллективной эффективной дозы S:

S = ∑Ei Ni ,

(4.7)

где Ni – число лиц в популяционной группе i, получивших среднюю эффективную дозу Ei . Единицей измерения S является чело-

веко-зиверт (чел-Зв).

4.2.Принципы нормирования и Нормы радиационной безопасности НРБ 99/2009

Негативные биологические последствия воздействия радиации на биологические структуры и организм человека были обнаружены вскоре после открытия радиоактивности. Это привело к необходимости развития радиационной безопасности: первые нормы радиационной безопасности были приняты в 20-х годах прошлого века для ограниченного круга лиц, профессионально связанных с радиацией. Развитие атомной промышленности существенно увеличило контингент работников, связанных с источниками ионизирующих излучений, причем не только профессионалов, но и людей, проживающих в непосредственной близости от объектов ядерного топливного цикла (ЯТЦ). В период испытаний ядерного оружия, начиная с середины прошлого века, проблемы радиационной безопасности коснулись всего населения мира из-за глобального радиоактивного загрязнения природной среды.

Масштабное загрязнение окружающей среды было дополнено рядом крупных аварий на радиационно-опасных объектах ЯТЦ. В этих условиях начали разрабатываться концепции радиационногигиенического нормирования, учитывающие все население земного шара [1]. Кроме того, глобальное рассеяние радионуклидов в биосфере приводит к облучению всей биоты и выдвигает проблему

111

экологического нормирования при воздействии радиации на биогеоценозы.

Всвязи с тем, что практически отсутствуют подходы к нормированию воздействия ионизирующих излучений на живую природу, на практике в качестве экологических норм довольно успешно используются санитарно-гигиенические нормы радиационной безопасности.

Воснову действующей концепции радиационного нормирования Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ) положен антропоцентрический принцип ограничения дозы облучения, основанный на том, что нормы контроля окружающей среды, необходимые для защиты человека, в основном обеспечат безопасность и других биологических видов. Этот принцип базируется на том, что человек, во-первых, является наиболее радиочувствительным объектом в биосфере, а во-вторых, охрана его здоровья – задача первостепенной важности. На основе рекомендаций МКРЗ были разработаны отечественные нормы радиационной безопасности НРБ-99 [2].

Однако охрана здоровья человека – это не только его непосредственная защита от излучения, но и обеспечение радиационной безопасности среды его обитания. С этой точки зрения экологические ограничения в ряде случаев могут оказаться более жесткими, чем гигиенические, так как дозы облучения человека и биологических объектов в одном и том же месте воздействия могут существенно различаться. Человек обладает большим арсеналом активных методов защиты от радиации, что в большинстве случаев недоступно другим живым организмам.

Таким образом, принимая принципы радиационно-гигиени- ческого нормирования, следует признать целесообразность дополнения их экологическими критериями, чтобы гарантировать охрану природной среды от радиационных воздействий.

Следует отметить: дозы, при которых наблюдаются заметные радиационные повреждения природных экосистем, настолько велики, что могут быть достигнуты только в ограниченных зонах сильного радиоактивного загрязнения при крупных радиационных авариях [3]. Тем не менее в настоящее время предпринимаются попытки перейти от антропоцентрической концепции к биоцентрическим и экоцентрическим принципам обеспечения безопасности.

112

При биоцентрическом подходе радиационная безопасность распространяется на особи других видов (кроме человека), а при экоцентрическом – на всю окружающую среду, включая биотическую и абиотическую компоненты экосистем.

В настоящее время действуют отечественные Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009 [4], которые развивают основные принципы НРБ-99. НРБ-99/2009 применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения. Нормы устанавливают основные пределы доз, допустимые уровни воздействия ионизирующего излучения по ограничению облучения населения.

Нормы распространяются на следующие источники ионизирующего излучения:

•техногенные источники за счет нормальной эксплуатации техногенных источников излучения;

•техногенные источники в результате радиационной аварии;

•природные источники;

•медицинские источники.

Требования Норм не распространяется на источники излучения, создающие при любых условиях обращения с ними:

• индивидуальную годовую эффективную дозу не более

10мкЗв;

•коллективную годовую эффективную дозу не более 1 чел-Зв либо когда при коллективной дозе более 1 чел-Зв оценка по принципу оптимизации показывает нецелесообразность её снижения;

•индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже не более 50 мЗв и в хрусталике глаза не более 15 мЗв.

В основу Норм положены следующие принципы (ALARA):

•непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения (принцип нормирования);

•запрещение всех видов деятельности с источниками излучения, при которых полученная польза не превышает риск возможного вреда от дополнительного облучения (принцип обоснования);

•поддержание на возможно низком уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и

113

числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения (принцип оптимизации).

Для наиболее полной оценки вреда, который наносится здоровью при облучении малыми дозами, определяется ущерб, учитывающий как эффекты облучения отдельных органов, так и всего организма в целом. В соответствии с линейной беспороговой теорией зависимости риска стохастических эффектов от дозы, величина риска пропорциональна дозе излучения и связана с дозой через линейные коэффициенты радиационного риска (табл. 4.2).

Усредненная величина коэффициента риска, используемая для

установления пределов доз персонала и населения, принята равной

0,05 Зв–1.

Коэффициенты радиационного риска, 10–2 Зв–1			Таблица 4.2
Облучаемая груп-	Злокачественные	Наследственные	Сумма
па населения	новообразования	эффекты
Все население	5,5	0,2	5,7
Взрослые	4,1	0,1	4,2

В условиях нормальной эксплуатации источников излучения пределы доз в течение года устанавливаются, исходя из следующих значений индивидуального пожизненного риска:

•персонал – 1,0 10–3;

•население – 5,0 10–5.

При обосновании защиты от источников облучения в течение года принимаются следующие значения индивидуального риска:

•персонал – 2 10–4;

•население – 1 10–5.

ВНРБ устанавливаются две категории облучаемых лиц: персонал (группы А и Б) и все население (включая лиц из персонала вне сферы и условий их производственной деятельности).

Также устанавливаются два класса нормативов:

•основные пределы доз (ПД);

•допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые

114

объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и др.

Основные пределы доз для персонала и населения, соответствующие указанным выше индивидуальным рискам, приведены в табл. 4.3 взятой из [4].

Для обеспечения условий, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого, с учетом достигнутого на предприятии уровня радиационной безопасности, администрацией дополнительно устанавливаются контрольные уровни (дозы, уровни активности, плотности потоков и др.).

		Основные пределы доз	Таблица 4.3
	Нормируемые	Персонал (группа А)	Население
	величины
	Эффективная доза	20 мЗв в год в среднем	1 мЗв в год в среднем
		за любые последова-	за любые последова-
		тельные 5лет, но не	тельные 5лет, но не
		более 50 мЗв в год	более 5 мЗв в год
	Эквивалентная доза
	за год, мЗв:
	в хрусталике глаза	150	15
	коже	500	50
	кистях и стопах	500	50

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) 1 Зв, а для населения за 70-летний период жизни – 70 мЗв.

Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. Для радиационных аварий в целях предотвращения развития аварии или ликвидации её последствий в НРБ99/2009 предусмотрено планируемое повышенное облучение персонала группы А выше установленных пределов доз (не более четырехкратных значений по табл. 4.3).

При переходе от санитарно-гигиенических принципов (в основу которых заложен человек) к экологическим происходит смена объекта нормирования, где рассматриваются природные и созданные человеком популяции и экосистемы. В этом случае базовой ин-

115

формацией для оценки риска должны стать данные экологического мониторинга, задачей которого является определение биологически и экологически значимых антропогенных нагрузок на основе реакций популяций и их сообществ.

4.3.Воздействие на окружающую среду предприятий начальной стадии ядерного топливного цикла

Начальная стадия ЯТЦ включает добычу урановой руды, её переработку и получение концентрата, очистку, конверсию, обогащение топлива и изготовление тепловыделяющих элементов (твэлов). Воздействие на окружающую среду проявляется в виде радиоактивного загрязнения отходами, содержащими радиоактивные вещества (в основном уран и дочерние продукты его распада), химического загрязнения отходами при добыче и переработке урановой руды, отчуждения земель для предприятий начальной стадии ЯТЦ.

Рассмотрим вопросы радиоактивного загрязнения среды для типичных технологий этой стадии. Основные загрязнители – естественные радионуклиды цепочки распада 238U. Вклад радионуклидов цепочек 235U и 232Th обычно пренебрежимо мал и не учитывается при рассмотрении радиоактивного загрязнения. Месторождениями урановой руды считаются пласты с весовым содержанием естественного урана в породе более 0,05 %, богатыми считаются руды с содержанием урана выше 1 %. При этом среднее содержание урана в литосфере и гидросфере Земли составляет 4 10–4 %.

Разработка урановых месторождений ведется открытым методом (карьеры), подземным методом (шахты) и методом подземного выщелачивания. Выбор метода добычи зависит от геологических условий местности и концентрации урана в руде. При открытой добыче карьеры отчуждают значительную часть земель. При использовании метода подземного выщелачивания руда подвергается химической обработке (растворению в серной кислоте) под землей в урановом пласте. Шахтным способом и методом подземного выщелачивания сейчас добывается более половины урановой руды.

Суммарная активность радионуклидов цепочки 238U (наиболее

важными в радиологическом отношении являются 230Th, 226Ra, 222Rn, 210Pb, 210Po) для их радиоактивного равновесия составляет

около 3 108 Бк на 1 т руды.

116

По своему агрегатному состоянию отходы уранодобывающих и перерабатывающих предприятий подразделяются на твердые, жидкие и газообразные. В уранодобывающей промышленности наблюдается повышенная по сравнению с фоновой радиоактивность практически всех её отходов [5].

Твердые отходы (шламы) содержат нерастворимую форму поступающих в хвостохранилища радионуклидов. Активность твердых отходов обусловлена, в основном, 226Ra и продуктами его распада и составляет 2,6 107 Бк/т.

Жидкие отходы (растворимая форма радионуклидов) сбрасываются в хвостохранилища, где фильтруются через землю и испаряются. Иногда после очистки сбрасываются в реки. Основной вклад в радиоактивность дает 226Ra. Его концентрация в жидких сбросах гидрометаллургических заводов (ГМЗ) может достигать от 10 до 30 Бк/л, что в сотни раз выше естественной концентрации радия в грунтовых водах. При сбросе жидких отходов в реку концентрация радия в воде в месте сброса может достигать 0,5 Бк/л.

Газообразные отходы – это газообразные нуклиды и аэрозоли, выбрасываемые с вентиляционным воздухом шахт и с поверхности хвостохранилищ. Основную роль здесь играет инертный газ радон 222Rn, величина выброса которого в 104 раз превышает выбросы других радионуклидов уранового семейства.

В результате наиболее значимым фактором долговременного радиоактивного загрязнения окружающей среды на первичном этапе ЯТЦ являются хвостохранилища обогатительных фабрик и гидрометаллургических заводов (в основном за счет 222Rn). Это воздействие соизмеримо с загрязнениями от АЭС и во много раз превышает выбросы радиоактивных веществ при добыче урана.

Основными видами радиационного воздействия при добыче и переработке руды являются внешнее и внутреннее облучение персонала радионуклидами урановой руды, внешнее и внутреннее облучение населения, связанное с миграцией радионуклидов на большие расстояния.

Оцененная среднемировая эффективная доза внешнего и внутреннего облучения персонала рудников не превышает 20 мЗв/год. Средняя измеренная эффективная доза для персонала предприятий по переработке руды составляет примерно 5 мЗв/год.

117

С точки зрения облучения населения предприятиями ЯТЦ часто используются величины, нормированные на 1 ГВт(эл.)год работы АЭС. В табл. 4.4 приведены нормированные выбросы объектов ЯТЦ, обеспечивающих работу АЭС на мощности 1 ГВт(эл.) в течение года.

Таблица 4.4 Нормированные выбросы радионуклидов в атмосферу для предприятий начальной стадии ЯТЦ, ГБк/ГВт(эл.)год

Предприятие	222Rn	238U	230Th	226Ra
Рудник	75000	–	–	–
ГМЗ	3000	0,66	0,07	0,04
Хвостохранилище	3000	0,0007	0,015	0,015

Видно, что выбросы 222Rn c рудника определяют радиационную обстановку на прилегающих территориях. Для расчета миграции радионуклидов в атмосфере, осаждения на почву и водоёмы использовали модели локального и регионального переноса [3]. Оцененная годовая индивидуальная эффективная доза на расстоянии 500 км от источника выброса составляла около 0,5 мЗв/год. Она определялась, в основном, ингаляционным поступлением 222Rn. В табл. 4.5 приведены годовые коллективные эффективные дозы при работающей шахте и ГМЗ.

Таблица 4.5

Нормированные годовые коллективные эффективные дозы от предприятий начальной стадии ЯТЦ, чел-Зв/ГВт(эл)год

Предприятие	Эффективная доза
Рудник	0,19
Гидрометаллургический завод	0,0075
Хвостохранилище	0,04

Видно, что нормированная годовая коллективная эффективная доза от предприятий по добыче и переработке руды начальной стадии ЯТЦ не превышает 0,2 чел-Зв.

Кратко рассмотрим воздействие на человека и окружающую среду предприятий по очистке, конверсии, обогащению топлива и изготовлению твэлов. Основная задача этого этапа – использование полученного на предыдущей стадии уранового концентрата для изготовления топливных элементов ядерного реактора. Получен-

118

ный после переработки руды концентрат перед обогащением по 235U очищают, так как для разделения изотопов требуется уран высокой чистоты.

Вбольшинстве энергетических реакторов используется слабо-

обогащенное топливо в виде UO2. Поэтому полученная на предыдущем этапе U3O8 конвертируется в UO2. Более 95 % мощностей промышленности по разделению урана базируется на двух молекулярных методах: газодиффузионном и газоцентрифужном. Для

этих целей твердую UO2 переводят в газообразный UF6. Основные проблемы на заводах по изотопному обогащению – это обращение

сгазообразным гексафторидом урана, а также возможность химических взрывов в связи с использованием агрессивных химических

веществ. На конечном этапе UF6 вновь превращается в UO2 или металлический уран.

Вэтом звене ЯТЦ практически не существует проблемы защиты

от внешних потоков гамма-излучения радона и его дочерних продуктов, так как 226Ra вместе с его дочерними элементами выведен из процесса со шламами. Оцененные среднегодовые дозы облучения персонала на заводах по обогащению урана и изготовлению топлива обычно не превышают 2 мЗв.

Источниками радиоактивного загрязнения окружающей среды являются твердые, жидкие и газообразные отходы производства. К

твердым отходам относятся большие количества обедненного урана (0,3 % 235U) и небольшие количества 226Ra и 230Th. Жидкие отходы – это, в основном, соединения урана, тория и радия. Они сбрасываются в отстойники, замкнутые водоемы или реки. Газообразные выбросы – радиоактивные аэрозоли урана, тория и радия, а также радон.

Оценка локальной ожидаемой коллективной эффективной дозы

за счет жидких сбросов дает величину 2 10–4 чел-Зв/ГВт(эл.)год, при этом примерно 50 % её связано с поступлением радионуклидов с пищевыми продуктами. Нормированная региональная коллективная эффективная доза за счет газоаэрозольных выбросов составляет 2 10–3 чел-Зв/ГВт(эл.)год. Оцененная годовая индивидуальная эффективная доза на расстоянии 500 км от источника выброса составляет 0,1 мЗв/год. Приведенные данные показывают, что радиационное воздействие этого этапа на порядок ниже, чем этапов добычи и переработки руды.

119

Таким образом, на начальной стадии ЯТЦ коллективные эффективные дозы в значительной степени определяются облучением персонала и составляют 4 чел-Зв/ГВт(эл.)год. Коллективные дозы для населения, проживающего в радиусе 2000 км, оцениваются примерно в 0,24 чел-Зв/ГВт(эл.)год. Начальная стадия ЯТЦ характеризуется минимальными выбросами и сбросами радионуклидов, на несколько порядков меньшими допустимых уровней.

4.4. Воздействие АЭС на окружающую среду

4.4.1.Источники радиоактивного загрязнения при эксплуатации АЭС и барьеры безопасности

Основной элемент атомной электростанции (АЭС), обеспечивающий самоподдерживающую реакцию деления и выделение тепла, – ядерный реактор. С его работой неразрывно связана радиационная опасность для человека и окружающей среды. Поступающее на АЭС топливо обладает сравнительно небольшой активностью (для АЭС с ВВЭР примерно 1011 Бк/т), которая, в основном, связана с α-распадом 234U. Однако к концу трехлетней кампании для реактора ВВЭР с обогащением топлива 3,6 % активность облученного топлива достигает 5 1018 Бк/т.

Это связано с накоплением в реакторе около 1000 радионуклидов: продуктов деления, актиноидов, продуктов активации. Попадание в окружающую среду этих веществ может привести к опасным последствиям, поэтому основной задачей обеспечения радиационной безопасности на этой стадии ЯТЦ является изоляция радиоактивных веществ от биосферы как при нормальном режиме работы АЭС, так и аварийных ситуациях.

Образование радиоактивных веществ происходит за счет деления топлива (продукты деления) и за счет активации конструкций реактора, теплоносителя и самого топлива (продукты активации).

Продукты деления (ПД) представляют собой радиоактивные осколки, на которые распадается ядро урана при делении. Образование продуктов деления характеризуется их независимыми и кумулятивными выходами. Абсолютный независимый выход соответствует вероятности образования данного радионуклида непосредственно в процессе деления, а кумулятивный – с учетом радиоактив-

120