Болятко Екология ядерной и возобновляемой енергетики 2010

	Газоаэрозольный выброс РХЗ, Бк/год			Таблица 4.7
				129I
Радионуклид	3H	14C	85Kr
Выброс	3 1016	3 1013	3 1017	3 1010
Радионуклид	137Cs	90Sr	238Pu	239Pu
Выброс	3 1011	3 1010	3 1010	3 109

По оценкам экспертов, в 1990–1994 гг. величина нормированной коллективной эффективной дозы персонала РХЗ составила 0,6 челЗв/ГВт(эл.)год во Франции, 11 чел-Зв/ГВт (эл.) год в Великобритании и 39 чел-Зв/ГВт (эл.) год в России. При этом среднемировая эффективная доза рабочих РХЗ не превышала 3 мЗв/год.

С точки зрения формирования коллективной дозы для населения определяющими являются радионуклиды 14C и 85Kr для атмосферных выбросов, и 3H, 90Sr, 137Cs для жидких сбросов. Коллективные эффективные дозы от жидких сбросов за весь период работы РХЗ мира значительно превышают дозы от радионуклидов атмосферного выброса, однако в настоящее время они стали значительно меньше доз, связанных с выбросами радионуклидов в атмосферу. Если до 1990 г. коллективная доза населения определялась радионуклидом 137Cs, то сейчас она определяется, в основном, 14C.

Оцененные для разных лет работы региональные коллективные дозы, связанные с переработкой ОЯТ, составляют 20–30 чел-Зв/год. Принимая, что основная дозовая нагрузка приходится на население, проживающее в радиусе 50 км от РХЗ, индивидуальная годовая эффективная доза составит около 10 мкЗв [3].

Таким образом, дозовые нагрузки для заключительной стадии ЯТЦ, которая в радиационном отношении наиболее опасна, составляют для персонала 1–40 чел-Зв/ГВт (эл.) год, и населения – 20–30 чел-Зв/год, что не превышает 0,2 % естественного фона излучения.

В процессе работы ядерного реактора образуются долгоживущие радионуклиды, рассеивающиеся на большие расстояния в процессе миграции, что приводит к глобальному радиоактивному загрязнению биосферы и облучению населения за пределами региональных границ. К таким радионуклидам относятся прежде всего 3H, 14C, 85Kr и 129I. Из суммарного выброса этих радионуклидов в

131

окружающую среду всеми предприятиями ЯТЦ на долю АЭС приходится до 30 % 14C и менее 1 % других радионуклидов, остальные выбросы связаны с РХЗ. Однако среднегодовые эффективные дозы для населения от этих радионуклидов значительно (на один-два порядка) меньше годовых доз от естественного фона и находятся в пределах его колебаний.

Всё это в условиях безаварийной работы предприятий ЯТЦ не требует специальных мер по сокращению в глобальном масштабе выбросов долгоживущих радионуклидов.

4.5.2. Хранение радиоактивных отходов

Радиоактивные отходы (РАО) преимущественно образуются при эксплуатации и снятии с эксплуатации объектов ядерного топливного цикла, в том числе АЭС, и судов с ядерными энергетическими установками. Оценка количества радиоактивных отходов на территории России в период 1996–1997 гг. приведена в табл. 4.8 [3, 6].

		Таблица 4.8
Радиоактивные отходы на территории России
Источник образования	Объём, м3	Активность, Бк
Добыча и переработка руды	1,0 108	6,7 1015
Обогащение, изготовление твэлов	1,6 106	1,5 1014
АЭС при нормальной работе	2,9 105	1,6 1015
РХЗ	5,0 108	5,5 1019
Другие (радионуклидные источники,	2,3 105	7,5 1016
транспортные установки)
Всего:	6,0 108	5,5 1019

Как видно, основной объем РАО накапливается на предприятиях ЯТЦ, причем РХЗ, задействованные в производстве оружейных материалов, играют здесь ведущую роль. При нормальной эксплуатации предприятий ЯТЦ лишь небольшая доля радиоактивных веществ (в основном газообразных) после очистки сразу выбрасывается в окружающую среду. Остальные РАО, образующиеся в ЯТЦ, требуют определенного обращения. Они после соответствующей

132

обработки поступают на хранение и захоронение. В отличие от хранения понятие «захоронение» применяется для обращения с теми отходами, которые не предполагается повторно использовать. При захоронении РАО не требуется их постоянного обслуживания (теплосъем, наблюдение и др.). Захоронение РАО можно проводить тогда, когда гарантируется их полная изоляция от биосферы при отсутствии постоянного контроля.

Характер обработки и обращения с РАО зависит от их агрегатного состояния. Поэтому отходы подразделяют на газообразные,

жидкие и твердые. К газообразным радиоактивным отходам

(ГРО) относят газовые смеси, содержащие радионуклиды виде газа или аэрозоля, а к жидким радиоактивным отходам (ЖРО) – лю-

бые радиоактивные жидкости, растворы органических и неоргани-

ческих веществ, пульпы. К твердым радиоактивным отходам

(ТРО) относят отработавшие свой ресурс радионуклидные источники, различные радиоактивные материалы, оборудование, биологические объекты, загрязненные объекты внешней среды, отверждённые жидкие отходы.

Для каждого из агрегатных состояний отходов важен вопрос об их отнесении к категории радиоактивных. Газовые отходы считаются радиоактивными, если их объёмная активность превышает допустимую активность в воздухе для населения. Жидкие и твёрдые отходы считаются радиоактивными, если их удельная активность превышает, соответственно, уровни вмешательства или минимально значимые удельные активности, установленные НРБ99/2009.

При неизвестном радионуклидном составе ТРО и ЖРО относят

крадиоактивным, если их удельная активность больше:

•100 кБк/кг – для бета-излучающих радионуклидов;

•10 кБк/кг – для альфа-излучающих нуклидов (исключая трансурановые);

•1 кБк/кг – для трансурановых радионуклидов. Радиоактивные отходы классифицируют по их радиоактивности

на низкоактивные, среднеактивные и высокоактивные (табл. 4.9). При обращении с РАО, помимо их агрегатного состояния и

удельной активности, необходимо учитывать и другие физикохи- мические характеристики: органические или неорганические веще-

133

ства, взрыво- и огнеопасность, периоды полураспада радионуклидов.

Низкоактивные отходы образуются, в основном, на начальной стадии ЯТЦ при добыче и переработке руды, а также на других стадиях, например при дезактивационных работах. Среднеактивные отходы – это оболочки твэлов, отработавшие радионуклидные источники, загрязненные конструкции и т.п. Преимущественно высокоактивные отходы образуются на заводах по регенерации топлива (РХЗ).

Таблица 4.9 Удельные активности жидких и твердых отходов, кБк/кг

	Категория	Бета-	Альфа-	Трансурановые
		излучающие	излучающие
	отходов			радионуклиды
		нуклиды	нуклиды
	Низкоактивные	102 –103	101–102	1–10
	Среднеактивные	103–107	102–106	101–105
	Высокоактивные	≥107	≥106	≥105

Важным элементом при обращении с РАО является их переработка, включающая сортировку и кондиционирование [3, 5]. Длительное хранение РАО в местах их образования без переработки запрещается.

Хранение РАО осуществляется раздельно для отходов разных категорий в условиях, обеспечивающих безопасную изоляцию отходов в течение срока хранения. Временное хранение РАО осуществляется в контейнерах, при этом мощность излучения в воздухе на расстоянии 1 м от контейнера допускается не более 0,1 мГр/ч.

Низко- и среднеактивные РАО обычно вывозятся на спецкомбинаты или пункты захоронения. Крупнейшие комплексы хранилищ РАО находятся вблизи РХЗ. В России функционирует система спецкомбинатов «Радон», осуществляющая транспорти-ровку и захоронение РАО низкой и средней активности.

Долговременное хранение низко- и среднеактивных отходов обычно осуществляется в сооружениях приповерхностного типа. Такие хранилища выполнены в виде котлованов различного типа и размеров, стенки которых имеют облицовку из земли или бетона. Долговременное хранение кондиционированных отходов средней и

134

высокой активности, с преимущественным содержанием радионуклидов с периодом полураспада T1/2 более 30 лет, должно осуществляться в специальных ёмкостях в подземных сооружениях.

На долю РАО, возникающих в ЯТЦ, приходится более 99 % всех радиоактивных отходов, и именно они представляют наибольшую опасность для населения и окружающей среды. Суммарная активность жидких и твердых РАО в ЯТЦ, накопленных в России на конец 2001 г., оценивается в 7,7 1019 Бк (6,8 1019 Бк – жидких, 8,5 1018 Бк – твердых). При этом активность отработавшего топлива превысила 3 1020 Бк.

Более 99 % активности накопленных РАО связано с оборонной деятельностью и сосредоточено на предприятиях Росатома, из которых основными являются три: ПО «Маяк» (Озёрск, Челябинская область), Сибирский химический комбинат (Северск, Томская область), Красноярский горно-химический комбинат (Железногорск, Красноярский край).

Как отмечалось ранее, РАО низкой и средней активности образуются, в основном, на начальной стадии ЯТЦ, их объём составляет примерно 5 104 м3/ГВт (эл.) год. Их хранение осуществляется в приповерхностных хвостохранилищах. Преимущественно РАО, накапливаемые при эксплуатации АЭС, относятся к низко- и среднеактивным и содержатся в хранилищах, расположенных вблизи АЭС. Для большинства АЭС не обнаружено воздействие хранилищ на окружающую среду, но в ряде случаев наблюдалось радиоактивное загрязнение грунтовых вод вблизи хранилищ.

Бóльшая часть РАО формируется на заключительной стадии ЯТЦ, причем в состав отходов входят жидкие и твёрдые РАО всех категорий.

Как правило, ТРО низкой и средней активности хранятся и захораниваются в грунтовых могильниках, а высокоактивные ТРО – в железобетонных сооружениях с многослойной изоляцией.

Наибольшую опасность для окружающей среды представляют ЖРО. ЖРО низкой активности обычно находятся в открытых водохранилищах со специально обработанными дном и стенками для улучшения изоляции от окружающей среды; часть жидких промышленных сбросов поступает в поверхностные водоёмы. Хранилища среднеактивных ЖРО представляют собой облицованные нержавеющей сталью железобетонные ёмкости или бочки из нержа-

135

веющей стали. Подземное захоронение таких РАО иногда проводится без предварительной выдержки.

Наибольшую проблему создает хранение высокоактивных ЖРО. Из-за высокой активности они требуют не только мощной радиационной защиты, но и охлаждения в течение длительного времени. Эти высокоактивные растворы образуются в объёме 4 м3/ГВт(эл.)год. Учитывая высокую активность этих ЖРО при их относительно небольших объёмах, считается оптимальной следующая схема хранения и переработки:

•хранение в жидкой форме для снижения остаточного тепловыделения до приемлемого;

•отверждение и временное хранение в контролируемых усло-

виях;

•захоронение в стабильных геологических формациях.

До настоящего времени значительная часть высокоактивных отходов содержится во временных хранилищах в жидкой форме под постоянным наблюдением. Проводятся исследования возможных способов их переработки, в частности отверждения.

Изучаются также возможности ядерной трансмутации долгоживущих нуклидов в стабильные и короткоживущие, что позволит существенно снизить радиационную опасность этих отходов.

Вопросы захоронения высокоактивных РАО находятся в стадии практического решения. Выработка проверенной технологии захоронения долгоживущих РАО позволит дать новый импульс развитию ядерной энергетики.

Изучаются следующие основные методы захоронения: в континентальных геологических формациях, океанских впадинах, а также трансмутация и удаление в космос.

Основное развитие в международных исследованиях получил первый метод. Концепция помещения высокоактивных отходов в глубокие подземные хранилища базируется на разумном сочетании искусственных способов, уменьшающих возможность миграции радионуклидов в биосферу, с естественными геологическими условиями.

Для локализации долгоживущих РАО на пути возможного поступления радионуклидов в биосферу необходимо иметь инженерный барьер. Критерием эффективности барьера K является отно-

136

шение времени удержания радионуклида в пределах барьера к промежутку времени, равному 10 периодам полураспада. Очевидно, что при K ≥ 1 активность радионуклида в пределах барьера уменьшится более чем в 103 раз. При анализе методов геологического захоронения предполагалось, что срок жизни контейнеров из нержавеющей стали равен 103 лет, а время удерживания радионуклидов в остеклованном виде 104 лет. Таким образом, время поступления значимых долгоживущих осколочных радионуклидов 99Tc, 129I, 135Cs и актиноидов в подземные воды составит

105–106 лет.

Особое место в формировании РАО занимает вопрос снятия реакторов с эксплуатации, так как время работы ядерного реактора ограничивается 30–50 годами. Существуют различные виды стратегии снятия реакторов АЭС с эксплуатации и использования освобождающейся территории вплоть до «зеленой лужайки». Сейчас они прорабатываются, а проблема снятия реакторов АЭС с эксплуатации является отдельной важной задачей, требующей экологически безопасного решения.

4.6. Радиационные аварии

Радиационными авариями считаются события, приведшие к непредусмотренному облучению людей или попаданию в окружающую среду сверхнормативного количества радиоактивных веществ. Такого рода аварии возникают из-за потери управления источником излучения, вызванного неисправностью оборудования, неправильных действий персонала, стихийных бедствий.

Иногда аварии этого типа подразделяют на «чисто» радиационные, возникшие при утрате контроля над источником ионизирующего излучения, и ядерные, связанные с облучением людей и (или) загрязнением окружающей среды в результате возникновения неконтролируемой цепной ядерной реакции [5].

Для оценки тяжести ядерных происшествий, типичных для предприятий ядерного топливного цикла, Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) использует специальную семи-

уровневую шкалу – International Nuclear Event Scale (INES), пред-

137

ставленную в табл. 4.10. В этой шкале оценка тяжести события основана на трех критериях:

1)последствия для населения и окружающей природной среды;

2)последствия для персонала и предприятия;

3)степень разрушения барьеров безопасности.

Напомним, что барьеры безопасности служат защитными барьерами, отделяющими радиоактивные продукты деления и активации от окружающей среды. Барьеры безопасности для реактора, охлаждаемого водой под давлением (ВВЭР, PWR), показаны на рис. 4.3.

Все ядерные происшествия, в соответствии с приведенной в табл. 4.10 шкалой, подразделяются на инциденты и собственно аварии. Поскольку аварии обычно связаны с разрушением всех барьеров безопасности, последний критерий, оценивающий степень разрушения защитных барьеров, применяется к происшествиям с 1-го по 3-й уровень. Начиная с 4-го уровня, все защитные барьеры считаются разрушенными. Вплоть до 5-го уровня основной критерий для аварий – второй. Аварии с 5-го по 7-й уровень связаны с риском для населения и серьёзным воздействием на окружающую среду, и их тяжесть оценивается по первому критерию.

На основе анализа происшедших к настоящему времени крупных аварий можно сделать вывод, что атмосферный выброс при аварии существенно отличается от выброса при нормальной эксплуатации реактора АЭС. По величине он может составлять от 102 до 105 ТБк (за несколько часов или суток), тогда как при нормальной эксплуатации выброс изменяется в пределах 0,1–1 ТБк/сут. Изза отсутствия фильтрации в радионуклидном составе выброса содержится значительно большее количество короткоживущих продуктов деления, в том числе в аэрозольной форме, а также изотопов йода. Например, при нормальной работе АЭС отношение активностей ксенона и йода в выбросе составляет 5 103, а при авариях – около 10. Выбросы при авариях с разрушением активной зоны реактора обогащен крупными частицами с размером частиц до 200 мкм и более [5].

138

Таблица 4.10

	Международная шкала ядерных происшествий
Уровень	Название		Критерий 1			Критерий 2			Критерий 3
1	Аномалия								Выход за пред-
									писанный		ре-
									жим	функцио-
									нирования
2	Инцидент					Значительное			Значительные
						загрязнение			отказы или раз-
						или	переоб-		рушение		части
						лучение		пер-	защитных барь-
						сонала			еров
3	Серьез-		Сверхнорматив-			Серьезные			Отказы		систе-
	ный	ин-	ный выброс. Об-			загрязнения,			мы	безопасно-
	цидент		лучение	населе-		острые		эф-	сти	такие, что
			ния много меньше			фекты		при	дополнительное
			допустимого		(по-	облучении			воздействие
			рядка 0,1 мЗв)			персонала			может привести
									к аварии
4	Авария		Облучение		насе-	Существен-
	без	боль-	ления	близко к		ные	повреж-
	шого рис-		допустимому (по-			дения реакто-
	ка	для	рядка 1 мЗв)			ра и	защиты,
	населения					летальные
						исходы среди
						персонала
5	Авария с		Ограниченный			Серьезные
	риском		выброс	радиоак-		повреждения
	для	насе-	тивности, необхо-			реактора		и
	ления		димы	некоторые		защиты
			меры защиты на-
			селения

6Тяжелая Значительный авария выброс радиоак-

тивности, необходимы меры защиты населения

139

					Окончание табл. 4.10
	Название
Уровень		Критерий 1			Критерий 2	Критерий 3
7	Макси-	Максимальный		вы-
	мальная	брос. Острые и отда-
	авария	лённые	эффекты у
		населения на боль-
		шой	территории.
		Долговременные
		последствия для		ок-
		ружающей среды

В течение аварии обычно выделяют три периода ее воздействия на окружающую среду и население. Первый, отсчитываемый с начала аварии, соответствует времени, в течение которого осуществляются повышенный выброс радиоактивных веществ в атмосферу

иформирование радиоактивного следа выпадений на местности. Этот период (несколько часов или суток) характеризуется острым внешним облучением от облака радиоактивного выброса (в основном за счет инертных радиоактивных газов и радиоактивного йода)

ивнутренним облучением за счет ингаляции радионуклидов, содержащихся в воздухе.

Второй период (обычно дни или недели) длится от момента завершения формирования радиоактивного следа выпадений на местности до принятия мер по защите населения. В этот период доминирует внутреннее облучение населения от радиоактивных аэрозолей, выпавших на почву. Происходит также воздействие излучения радиоактивных выпадений на флору и фауну, обитающую в лиственном покрове деревьев. Если поверхностная активность выпадений достаточно высока, то может потребоваться эвакуация населения с загрязненных территорий.

Третий период (годы или десятки лет) связан с загрязнением сельскохозяйственной продукции: растений, молока, мяса. В этот период вводятся строгие ограничения на использование сельскохозяйственной продукции, полученной на загрязненных территориях вплоть до полного отказа от неё. Завершение этого этапа связано со снятием всех ограничений на жизнедеятельность на загрязненных территориях.

140