Болятко Екология ядерной и возобновляемой енергетики 2010

ных превращений первичных осколков с малым периодом полураспада.

В зависимости от физико-химического состояния и особенностей поведения в окружающей среде можно выделить следующие группы ПД:

1)инертные радиоактивные газы (изотопы криптона и ксенона);

2)летучие вещества (в основном изотопы иода);

3)нелетучие вещества (аэрозольобразующие).

Как отмечалось ранее, к концу кампании активность ПД для АЭС с ВВЭР может достигать 5 1018 Бк/т.

При радиационном захвате нейтронов ядрами топлива и тяжелыми нуклидами, а также в результате их радиоактивных превращений, в реакторе образуется около 50 актиноидов (семейство актиноидов включает в себя элементы с Z = 90–103: торий Th, протактиний Pa, уран U, нептуний Np, плутоний Pu, америций Am, кюрий Cm, берклий Bk, калифорний Cf, эйнштейний Es, фермий Fm, менделевий Md, нобелий No и лоуренсий Lr). Их отличительная особенность – большие периоды полураспада. Основными среди актиноидов являются изотопы плутония, америция, кюрия и калифорния. Суммарная активность актиноидов для АЭС с ВВЭР составляет примерно 5 1015 Бк/т, т.е. на три порядка ниже, чем для ПД.

Вторую важную группу радиоактивных веществ, возникающих на АЭС, составляют продукты активации (ПА) конструкционных материалов, теплоносителя и топлива. С точки зрения выхода ПА в окружающую среду важен процесс коррозии конструкционных материалов. Основные радионуклиды здесь – изотопы железа, марганца, хрома, кобальта и некоторых других элементов. Активация топлива связана со взаимодействием его ядер, приводящим не к делению, а к образованию новых тяжелых нуклидов. Основные радионуклиды здесь – изотопы урана, плутония, америция и кюрия. Все они, в основном, α-излучатели. Однако, обладая большими временами жизни, они создают серьёзную проблему для надежного долговременного захоронения.

К продуктам активации теплоносителя относятся радионуклиды образующиеся как при активации собственно теплоносителя (собственная активность), так и его примесей. Для водоохлаждаемых реакторов основной вклад в активность теплоносителя (более 99 %)

121

дает реакция на кислороде 16O(n, p)16N с образованием нуклида азота 16N, излучающего фотоны с энергией 6,1 МэВ. Удельная активность 16N в воде 1-го контура охлаждения реактора достигает 5 109 Бк/л. Отметим, что этот радионуклид имеет период полураспада 7,11 с, и его активность быстро спадает при остановке реактора.

Важными элементами с точки зрения радиоактивного загрязнения окружающей среды являются образующиеся в теплоносителе радиоактивные углерод и тритий. Образование этих биосферных радионуклидов существенно с точки зрения облучения населения вокруг АЭС.

Источниками 14C (T1/2 = 5730 лет) в теплоносителе реактора служат реакции 14N(n, p)14C, 17O(n, α)14C и 13C(n, γ)14C. К концу трехлетней кампании 14C накапливается в количестве до 1012 Бк/т. Основными реакциями образования трития3H (T1/2 = 12,3 года) в реакторах ВВЭР являются 2H(n, γ)3H, 10B(n, 2α) 3H, 6Li(n, α) 3H и ряд других. Концентрация 3H при этом может достигать 107 Бк/л.

Для реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем основными ПА теплоносителя являются 24Na (T1/2 = 15 ч) и 22Na

(T1/2 = 2,6 года), получаемые по реакциям (n, γ) и (n, 2n) соответственно. Удельная активность 24Na и 22Na в теплоносителе составляет

соответственно 2 1012 и 4 106 Бк/кг.

Учитывая опасность выхода радиоактивных ПД и ПА в окружающую среду, необходимо принимать меры по их удержанию внутри активной зоны реактора и во внутриреакторных помещениях. Пути миграции радионуклидов на АЭС в значительной степени определяются типом реактора, количеством контуров теплоносителя и системами его очистки. При этом основным принципом обеспечения безопасности на АЭС является создание барьеров безопасности (рис. 4.1), отделяющих радионуклиды от населения и окружающей среды.

Как уже отмечалось, ПД, актиноиды и часть ПА образуются в топливе и материалах твэла. Значительная часть образовавшихся в топливных таблетках радионуклидов удерживается в них. Однако примерно 1 % радионуклидов покидает твэлы. Под оболочкой, между набором таблеток и в верхней части твэлов имеются зазоры и полости, в которых накапливаются газообразные ПД и ПА. Обо-

122

лочка твэла – первый барьер, расположенный в активной зоне реактора.

При герметичной оболочке выход активности за её пределы практически исключен. Однако из-за высоких температурных и радиационных нагрузок оболочки твэлов со временем теряют герметичность. Имеются допустимые масштабы повреждения оболочек. При проектировании допускается наличие в активной зоне 1 % твэлов с микротрещинами, допускающими утечку газообразных ПД, и 0,1 % твэлов с макротрещинами, допускающими прямой контакт теплоносителя с топливом.

Через микротрещины в теплоноситель поступают газообразные радионуклиды (изотопы ксенона, криптона, йода и брома) и летучие радионуклиды (цезий, рубидий, теллур). Через макротрещины возможен выход нелетучих радионуклидов и даже актиноидов, но вероятность такого выхода на порядок ниже. Таким образом, эффективность удержания радионуклидов оболочкой, определяемая отношением активности в газовой полости под оболочкой к активности, вышедшей за пределы оболочки, составляет при-

мерно 102–103.

Полная активность теплоносителя 1-го контура реактора определяется как активностью ПД и ПА, вышедших из-под оболочки, так и собственной активностью теплоносителя и его примесей и активностью содержащихся в теплоносителе продуктов коррозии. Трубопроводы 1-го контура формируют второй барьер безопасности. С точки зрения миграции радионуклидов следует отметить, что при герметичном 1-м контуре радионуклиды не должны покидать его пределы. Тем не менее надежность второго барьера не безгранична, эффективность удержания радионуклидов оценивается как 105–106. Это вызвано неплотностями в стыках, трещинами и др., в результате чего возникают протечки теплоносителя во 2-й контур или помещения АЭС. При протечках в парогенераторе возможна миграция радионуклидов по трубопроводам 2-го контура с последующим выходом в водоем-охладитель.

Третий барьер образует защитная оболочка (ЗО) на АЭС с ВВЭР и большинством других реакторов. На АЭС с РБМК третий барьер образуют герметичные помещения станции. ЗО должна выдержать повышение давления на любых авариях с потерей тепло-

123

носителя. Проектный уровень негерметичности ЗО – выход 0,1– 1 % от внутреннего объёма оболочки в сутки.

Барьеры безопасности АЭС должны обеспечивать практически полную изоляцию радиоактивных веществ от биосферы. А возможные их утечки в окружающую среду снизить до уровня, допустимого действующими санитарными правилами.

Страховочный защитный барьер на АЭС – санитарно-защитная зона (СЗЗ) вокруг станции. Её границы определяются исходя из мощности станции таким образом, чтобы при максимальной проектной аварии территория, где уровни радиации превышают допустимые пределы, находилась внутри СЗЗ.

4.4.2.Радиоактивные отходы АЭС и дозовые нагрузки на население

Врезультате очистных мероприятий в технологических системах реактора, ремонта и замены оборудования и других мероприятий на АЭС появляются радиоактивные отходы, которые можно разделить на три категории: газообразные, жидкие и твердые.

Газообразные отходы. Технологический процесс требует постоянного удаления газов из теплоносителя, поскольку они ухудшают его технологические параметры. В двухконтурных системах (ВВЭР, PWR) газы удаляются из компенсаторов объёма и с фильтров внутриконтурной очистки теплоносителя, а в одноконтурных (РБМК, BWR) газы удаляются эжекторами из конденсаторов турбин. Кроме того, газы удаляются из теплоносителя в результате его протечек и испарения [3, 5]. Различные типы реакторов отличаются как по выходу газоаэрозольной фракции, так и по её нуклидному составу. После очистки газоаэрозольные ПД и ПА выбрасываются

ввентиляционную трубу АЭС, высота которой для АЭС с ВВЭР составляет 100, а для АЭС с РБМК – 150 м.

Ввыбросах присутствуют, в основном, инертные радиоактивные газы (ИРГ), радиоактивные аэрозоли и йод (газ и аэрозоль). В соответствии с санитарными правилами проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-03) величина максимального допустимого выброса в атмосферу радиоактивных веществ (ПДВ) ограничена. При этом значения ДВ определяются так, чтобы доза облучения населения не превысила 10 мЗв в год. В табл. 4.6 срав-

124

ниваются выбросы российских АЭС в 1990-е гг. с действующими ДВ [5] для ИРГ, 131I и долгоживущих нуклидов 60Co, 90Sr, 134Cs,

137Cs (ДЖН).

Разница в выбросах РБМК и ВВЭР примерно на порядок объясняется разницей между одно- и двухконтурной схемами теплосъема. В целом по радионуклидному составу в выбросах доминируют ИРГ (135Xe, 133Xe). Кроме того, в выбросах РБМК содержится значительное количество 41Ar, который излучает гамма-кванты высокой энергии. После того как радионуклиды выброшены в атмосферу через вентиляционную трубу АЭС, их миграцию определяют метеорологические условия выброса: скорость и направление ветра, атмосферная диффузия, градиент температуры, осадки и пр.

					Таблица 4.6
Сравнение реальных и допустимых выбросов АЭС, ГБк/год
Радио-	ВВЭР			РБМК
нуклиды
	реальный		ДВ	реальный	ДВ
ИРГ	(48±16) 103		690 103	1100 103	3700 103
131I	1,2±0,5		18	8±3	93
ДЖН	1,0±0,4		10,5	13±5	8,1

Жидкие радиоактивные отходы. Жидкие отходы станции счи-

таются радиоактивными, если их удельная активность более чем в 10 раз превышает значения уровней вмешательства (УВ) при поступлении с водой для населения. Для различных нуклидов, попадающих в жидкие отходы, УВ располагаются в диапазоне от 5 до 8000 Бк/кг. Жидкие радиоактивные отходы формируются вследствие очистки теплоносителя и конденсата от радиоактивных примесей на ионообменных фильтрах с образованием пульпы ионообменных смол, ремонтных работ на технологическом контуре и в реакторе, сброса протечек теплоносителя, а также отработанных промывочных и дезактивирующих растворов и др.

Жидкие радиоактивные отходы подвергают очистке и переработке. Цель спецводоочистки жидких отходов – выделение практически чистого конденсата и концентрирование радиоактивных и химических примесей. Полученный конденсат используется стан-

125

цией повторно, а избыток сливается в водоем-охладитель АЭС (дебалансные воды). В первые годы эксплуатации общее количество дебалансных вод АЭС максимально и может достигать 104– 105 м3/год. Основная активность таких сбросов определяется тритием. Следует отметить, что даже в самых неблагоприятных случаях концентрация сбрасываемого трития ниже допустимого значения для питьевой воды. Для остальных радионуклидов это требование выполняется с многократным запасом.

Жидкие радиоактивные отходы, как правило, поступают в специальное хранилище отходов – облицованные нержавеющей сталью бетонные ёмкости. Такое хранение рассматривается как временное решение вопроса об изоляции жидких отходов. Планируется «отверждать» концентрированные жидкие радиоактивные отходы с последующим их захоронением на территории АЭС или региональных хранилищ (могильников).

Твердые отходы. К этому типу отходов на АЭС относят твердые отходы, возникающие после отверждения концентрированных жидких отходов, вышедшее из строя оборудование, расходные материалы и др. Твердые отходы после переработки помещают в хранилище твердых отходов, расположенное на территории АЭС.

Основные виды радиационного воздействия при эксплуатации АЭС для персонала – внешнее и внутреннее облучения при работе в различных помещениях АЭС. Источниками внешнего облучения являются активная зона реактора (нейтроны и гамма-излучение) и технологический контур (гамма-излучение). Внутреннее облучение персонала связано с загрязнением воздуха и поверхностей аэрозолями, т.е. жидкими и твердыми частицами размером порядка 1 мкм.

Дозы, получаемые персоналом различных АЭС, сильно отличаются. Даже для одного и того же типа реактора нормированные на 1 Гвт(эл.)год эффективные коллективные дозы могут различаться до десяти раз. Ещё большие различия наблюдаются для работников АЭС с реакторами различного типа. На начало 1990-х гг. нормированная коллективная эффективная доза персонала российских АЭС с реакторами ВВЭР составила примерно 1,3 чел-Зв, а для АЭС с реакторами РБМК – 15. При этом среднегодовая эффективная доза составляла менее 10 % от допустимой. Индивидуальные эффектив-

126

ные дозы 90 % персонала не превосходят 1 мЗв (5 % норматива НРБ 99/2009).

Из трех вышеперечисленных видов отходов, образующихся на АЭС, в окружающую среду после прохождения соответствующих систем очистки сбрасывают только газообразные и частично жидкие отходы. Твердые отходы, как это было отмечено ранее, поступают на хранение в специально отведенные места на территории АЭС.

Газообразные радиоактивные отходы формируются, в основном, в системах очистки воды первого контура. Системы обработки отходов на современных АЭС с высокой эффективностью улавливают почти все радиоактивные вещества, кроме ИРГ и трития.

Облучение населения, проживающего в районе АЭС, за счет газообразных атмосферных выбросов складывается из следующих компонент:

•внешнего облучения от радиоактивного облака;

•внешнего облучения от выпадений радиоактивных аэрозолей на почву;

•внутреннего облучения от ингаляции радиоактивных веществ;

•внутреннего облучения от радионуклидов, выпавших на почву и попавших в организм через пищевые цепочки.

Непосредственное измерение вклада АЭС в радиационную обстановку вблизи станции при её нормальной работе является затруднительным, так как он на два-три порядка ниже вклада естественного фона.

Внешнее облучение от облака определяется ИРГ, так как их выброс примерно в 102–104 раз больше остальных радионуклидов.

Нуклидный состав ИРГ зависит от типа реактора, для водоводяных реакторов доминируют 133Xe и 135Xe. Вклад активационных газов, в частности 41Ar, в газовую активность, как правило, не превышает 0,5 % смеси ИРГ, но для реакторов РБМК он может

достигать 20 % за счет активации газового контура. Вклад аэрозолей во внешнее облучение пренебрежимо мал (10–3 %). На рис. 4.2 приведены расчетные данные дл внешнего облучения от выбросов АЭС с реакторами ВВЭР и РБМК [5].

Видно, что доза облучения от облака для РБМК существенно больше, чем для ВВЭР. Следует заметить, что расчеты выполнены

127

для начального периода эксплуатации указанного типа реакторов, а в настоящее время уровень выбросов снизился в несколько раз.

Радиоактивные выпадения на почву образуются в результате гравитационного, сухого и мокрого осаждения аэрозолей облака. По сравнению с внешним облучением от облака, вклад от облучения выпадений составляет примерно 0,2 %. Суммарная мощность дозы облучения населения вблизи станции не превосходит 1 мкЗв/год, что значительно ниже фоновой (1 мЗв/год).

Если доза внешнего облучения, в основном, связана с гаммаизлучением ИРГ, то доза внутреннего облучения связана с йодом, 14C и аэрозолями. Эффективная доза внутреннего облучения от ингаляции примерно на два порядка меньше, чем доза внешнего облучения. Внутреннее облучение при пероральном поступлении создается выпавшими на землю нуклидами, которые попадают в пищевые цепочки человека. Эффективная доза этого вида облучения меньше эффективной дозу внешнего облучения почти везде, кроме больших (свыше 100 км) расстояний от АЭС.

Таким образом, суммарная дозовая нагрузка населения от газоаэрозольных выбросов определяется внешним облучением облака, и составляет около 1 мкЗв/год на удалении 10 км от АЭС и 0,1 мкЗв/год на удалении 30 км. Среднемировое значение нормированной коллективной эффективной дозы от выбросов в атмосферу для разного типа реакторов составляет 0,38 чел-Зв/ГВт(эл.)год.

Жидкие радиоактивные отходы АЭС подвергаются фильтрации, очистке, после которой вода используется вновь, а концентрированные отходы изолируются. Сбросу подвергаются только очищенные отходы (дебалансные воды), удельная активность которых не превышает допустимой для питьевой воды.

При нормальной эксплуатации АЭС нормированная коллективная эффективная доза внешнего и внутреннего облучения для всех путей воздействия составляет в среднем 0,13 чел-Зв/ГВт(эл.)год для реакторов ВВЭР и 0,6 чел-Зв/ГВт(эл.)год для реакторов РБМК. Среднемировое значение нормированной коллективной эффективной дозы составляет 0,43 чел-Зв/ГВт(эл.)год. Эти величины составляют доли процента от соответствующих значений для естественного фона.

К нерадиационному влиянию АЭС на водоем-охладитель относят его тепловое и химическое загрязнения. Рассмотрим в качестве

128

примера водоем-охладитель атомной электростанции (АЭС). На АЭС, в отличие от ТЭС, основная часть теплового сброса осуществляется охлаждающими турбины водами. На охлаждение конденсаторов турбин АЭС мощностью 1 ГВт (эл.) требуется 50 м3/с воды, при этом ее температура повышается примерно на 10 ºС. Минимальная площадь зеркала водоема-охладителя составляет около 5 км2 на 1 ГВт (эл.), а если водоем используется для разведения рыб и отдыха – не менее 10 км2.

Дополнительный подогрев воды приводит к изменению ее фи- зико-химических свойств (растворимости газов, плотности, вязкости и др.), увеличению испарения. Кроме изменения водного баланса в экосистеме водоема, происходят изменения, связанные с заменой организмов более теплолюбивыми видами. Хладолюбивые диатомовые водоросли, являющиеся кормовой базой зоопланктона и рыб, сменяются сине-зелеными водорослями, которые, быстро развиваясь и отмирая, отравляют воду токсичными цианистыми соединениями.

Снижение растворимости кислорода при повышении температуры приводит к ухудшению разложения органических остатков в придонных слоях и образованию «заморных» зон, массовой гибели водных организмов и рыб. В результате водоем может значительно снизить свой рекреационный статус и хозяйственное значение. При нормальном режиме эксплуатации АЭС основное воздействие на окружающую среду определяется тепловым сбросом, а не выбросом радиоактивных веществ в водоем.

4.5.Обращение с отработанным ядерным топливом и радиоактивными отходами

4.5.1.Радиоактивное загрязнение окружающей среды при переработке ОЯТ

В зависимости от типа ЯТЦ (открытый или замкнутый) ОЯТ должно подвергаться захоронению или переработке на радиохимическом заводе с целью регенерации. При регенерации ядерного топлива невыгоревший уран и образовавшийся плутоний отделяются от накопившихся в твэлах осколков деления для повторного ис-

129

пользования в реакторах АЭС. Учитывая высокую активность ОЯТ к концу кампании при наличии большого количества короткоживущих радионуклидов, отработанное топливо в течение примерно двух-пяти лет хранится в бассейне выдержки на АЭС. Затем (после выдержки) ОЯТ в специальном контейнере транспортируется в хранилище радиохимического завода [5] в котором подвергается переработке. Образующиеся при переработке РАО после обработки поступают на хранение и захоронение.

Мировой опыт по переработке ОЯТ невелик, лишь несколько стран (Великобритания, Франция, Россия, Япония) имеют радиохимические комбинаты промышленного масштаба, а их количество находится в пределах десяти.

Выброс радиоактивных веществ в окружающую среду на заводах по регенерации топлива в настоящее время определяется, в основном, газоаэрозольной фракцией. Среди выбрасываемых радио-

нуклидов основную опасность представляют долгоживущие 3H, 14C, 85Kr, 90Sr, 106Ru, 129I, 131I, 134Cs, 137Cs. В газоаэрозольном выбросе

содержится также 239Pu.

Для правильной оценки вклада радиохимических заводов (РХЗ) в глобальное радиоактивное загрязнение биосферы необходимо учитывать полное количество ядерного топлива, переработанного всеми странами. Воздействие предприятий по переработке ОЯТ зависит от мощности предприятия и места его расположения. Газоаэрозольный выброс РХЗ намного превышает выброс АЭС и осуществляется через трубу высотой до 200 м. В табл. 4.7 приведены примерные годовые газоаэрозольные выбросы, рассчитанные для РХЗ производительностью 1500 т/год.

Часть радиоактивных отходов РХЗ поступает в окружающую

среду с жидкими сбросами. Здесь определяющими радионуклидами являются 3H, 106Ru, 131I, 137Cs, 90Sr, а также актиноиды. Следует

заметить, что в жидких отходах первоначально содержатся почти все ПД (5000 л на 1 т топлива). Далее за счёт упаривания их объём уменьшается до 20–100 л на 1 т топлива. Высокая концентрация долгоживущих радионуклидов требует их длительной выдержки в герметизированном виде с обеспечением теплосъёма в подземных ёмкостях на территории предприятий по переработке топлива.

130