ПРЕДПРИЯТИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА

При производстве энергии на АЭС образуется большое количество радиоактивных веществ, активность которых в реакторе чрезвычайно высока - примерно 370 ЭБк при тепловой мощности реактора 3 ГВт. Попадание в окружающую среду даже малой части этих радионуклидов может приводить к опасным последствиям. Поэтому задача обеспечения радиационной безопасности ЯТЦ состоит в том, чтобы максимально изолировать радиоактивные вещества от открытой биосферы на всех стадиях топливного цикла, включая захоронение радиоактивных отходов, а возможные утечки этих веществ в окружающую среду как при нормальном режиме работы, так и при аварийных ситуациях уменьшить до минимума.

Воздействие предприятий начальной стадии ЯТЦ (урановый рудник, гидрометаллургический завод, предприятия по конверсии, обогащению и изготовлению топлива) на население связано с поступлением в окружающую среду твердых, жидких и газообразных радиоактивных отходов, содержащих естественные радионуклиды (EPH) - в основном уран и дочерние продукты его распада. Количество выбрасываемых EPH и возможное их воздействие на население существенным образом зависят от местных условий - мощности конкретного предприятия, содержания урана в руде, способа ее добычи и обработки отходов, численности населения, проживающего вблизи предприятия. При 0,2 %-ном содержании урана в руде на каждые 200 т получаемого урана (годовая потребность АЭС мощностью 1 ГВт) образуется 105 т отходов. При выделении урана из руды в отходы попадает 5...10 % урана и около 85 % всей активности руды. Отходы, образующиеся при переработке урановой руды, накапливаются в так называемых хвосто-хранилищах. Хвостохранилище в течение длительного времени остается источником радиоактивного загрязнения окружающей среды вследствие ветровой или водной эрозии и выделения радона 222Rn. Правильным выбором места, рациональным формированием хвосто-хранилища и его дополнительной обработкой можно существенно уменьшить это загрязнение. Жидкие отходы обусловлены шахтными водами, загрязнением используемой воды при бурении и переработке руды. Их сбрасывают в специальные изолированные водоемы, где водаиспаряется или фильтруется через землю. Газообразные отходы поступают в окружающую среду при вентиляции рудника, при переработке руды на заводе и за счет выделения 222Rn из твердых отходов.

Радиационное воздействие на человека всех предприятий начальной стадии ЯТЦ связано в основном с облучением обслуживающего персонала и составляет, по оценкам НКДАР ООН, около 2 чел.-Зв на ГВт-год вырабатываемой электроэнергии. В результате принимаемых мер по предотвращению эрозии хвосто-хранилищ и очистке жидких и газообразных отходов дозы облучения населения, проживающего вблизи рудника или в окрестностях гидрометаллургического завода, оказываются малыми - индивидуальные годовые дозы составляют сотые доли мкЗв, а локальные и региональные коллективные ожидаемые дозы не превышают 0,5 чел.-Зв на ГВт-год.

При нормальной работе АЭС осуществляется значительная временная задержка радионуклидов перед их выбросом в окружающую среду, и короткоживущие радионуклиды распадаются прежде, чем попадают в биосферу. В аварийных условиях эта задержка может быть значительно меньшей или отсутствовать вовсе.

В зависимости от физико-химического состояния и особенностей поведения в технологических системах АЭС и окружающей среде различают следующие группы радиоактивных продуктов деления: 1) радиоактивные благородные газы (РБГ - Kr, Xe); 2) летучие вещества (I, Cs); 3) тритий (Т); 4) нелетучие вещества (La, Sr, Rb и др.).

Продукты активации образуются при поглощении нейтронов элементами в составе конструкционных материалов, теплоносителя и его примесей, замедлителя и самого топлива. В последнем случае образуется ряд трансурановых элементов: Np, Pu, Am, Cm. Их присутствие в ЯТЦ осложняет проблему безопасного удаления РАО.

Системы АЭС сконструированы и эксплуатируются таким образом, чтобы сводить возможные утечки радиоактивных веществ в окружающую среду до уровня, допустимого действующими санитарными правилами. Однако в результате очистки воды в различных технологических системах реактора, ремонта или замены оборудования, проведения лабораторных испытаний и других мероприятий на АЭС возникают РАО - газообразные, жидкие и твердые.

Газообразные отходы очищаются от паров воды и водорода, от аэрозоля на аэрозольных фильтрах и йода на йодных угольных фильтрах, после чего выбрасываются через вентиляционную трубу высотой 100... 150 м (см. табл. В.4.1). Жидкие отходы представлены остатками выпарных аппаратов и пульпой фильтроматериалов и ионообменных смол. Жидкие РАО поступают в специальные хранилища - бетонные емкости, облицованные коррозионно-стойкой сталью. Твердые отходы АЭС (детали оборудования, использованный инструмент, отработавшие материалы и отвержденные жидкие отходы) подвергают упаковке и прессованию и помещают в хранилища твердых отходов на АЭС.

Ядерная техника

Доза внутреннего облучения человека, формируемая вследствие газоаэрозольных выбросов АЭС, обусловлена радиоактивными изотопами йода, аэрозолями и 14C, попадающими в организм с воздухом или пищей (рис. В.4.1). Доза внешнего облучения формируется в основном у-излучением облака РБГ, причем ее значения для АЭС с реакторами РМБК и ВВЭР различаются более чем в 10 раз из-за различий в объеме и составе выбрасываемых РБГ. Индивидуальные эффективные дозы облучения населения вследствие газоаэрозольных выбросов типичных отечественных АЭС мощностью 1 ГВт с реактором ВВЭР составляют 0,35 мкЗв/год, а с реактором РМБК -4,2 мкЗв/год. Ожидаемые эффективные коллективные дозы за счет эксплуатации ядерных реакторов АЭС не превышают 4 чел.-Зв на ГВт-год вырабатываемой электроэнергии (табл. В.4.2).

Ядерная техника

Установлено, что нормальная эксплуатация АЭС не должна приводить к дополнительному облучению населения и индивидуальной дозе более 0,2 мЗв/год вследствие аэрозольных выбросов и 0,05 мЗв/год - вследствие поступления радионуклидов с жидкими сбросами. Исходя из этого устанавливаются допустимые уровни выбросов и сбросов для АЭС.

Выдержка облученного топлива перед переработкой на радиохимическом заводе (РХЗ) приводит к распаду короткоживущих радионуклидов и уменьшению их возможных выбросов. При выдержке топлива более 150 сут можно пренебречь выбросами 133Xe и 131I (наиболее значимых из короткоживущих).

С учетом поступления в окружающую среду 85Kr, 14C, 129I, T и других радионуклидов с газоаэрозольными выбросами РХЗ, производящего 1500 т отходов в год, с вентиляционной трубой высотой 200 м эффективная доза облучения отдельного лица из населения вблизи РХЗ достигает 100 мкЗв/год. Некоторая часть радиоактивных веществ может поступать в окружающую среду с жидкими сбросами завода. Данные радиоэкологических исследований на действующих зарубежных РХЗ показали, что наиболее значимыми радионуклидами в жидких сбросах, наряду с тритием, являются 137Cs, 106Ru, 90Sr, 129I, обусловливающие поступление соответственно 4-103 ТБк, 7-102 ТБк, 6-102 ТБк, 70 ГБк активности, а также некоторые нуклиды трансурановых элементов.

Переработку и захоронение радиоактивных отходов относят к экологически важнейшим звеньям замкнутого ЯТЦ. Отходы низкой (до 3,7-102 кБк/л) и средней (от 3,7-102 кБк/л до 37 ГБк/л) удельной активности сопровождают в основном начальные звенья ЯТЦ - от добычи урана до эксплуатации АЭС. Отходы высокой удельной активности (больше 37 ГБк/л) образуются при переработке облученного ядерного топлива на РХЗ. Общий объем РАО, образующихся при производстве 1 ГВт-год электроэнергии на АЭС с реактором ВВЭР, составляет 640...700 м3 низкой и средней активности и около 4 м2- высокой активности, а также (3...6)-104 м3 отвалов после переработки урановой руды.

По данным МАГАТЭ, полная коллективная доза облучения, обусловленная РАО, для семи различных предприятий ЯТЦ не превышает 8-102 чел.-Зв, что существенно меньше дозы от естественного фона, которая оценивается величиной 107 чел.-Зв.

Весь ЯТЦ за счет короткоживущих изотопов дает коллективную эффективную дозу облучения для населения около 5,5 чел.-Зв на каждый ГВт-год вырабатываемой на АЭС электроэнергии. 90 % этой дозы население получает в течение года после выброса, 98 % - в течение 5 лет. Доза за счет долгоживущих радионуклидов оценивается в 670 чел.-Зв на каждый ГВт-год вырабатываемой электроэнергии, причем на первые 500 лет после выброса приходится менее 3 % этой дозы.

Оценки, основанные на предположении, что нынешний уровень выбросов сохранится и не будут введены существенные технические усовершенствования, показывают годовую коллективную эффективную дозу от всего ЯТЦ в 2100 г. на уровне около 200 000 чел.-Зв. Но даже в этом случае средние дозы будут малы по сравнению с дозами от естественных источников - всего 1 %.

Самые большие дозы облучения, источниками которого являются объекты ядерной техники, получает персонал предприятий ЯТЦ. Доза, получаемая рабочими урановых рудников и обогатительных фабрик, составляет в среднем 1 чел.-Зв на каждый ГВт-год электроэнергии. Примерно 90 % этой дозы приходится на долю рудников, причем персонал, работающий в шахтах, подвергается большему облучению. Коллективная доза от заводов, производящих ядерное топливо, также составляет 1 чел.-Зв на ГВт-год. Типичное значение среднегодовой коллективной эффективной дозы для персонала ядерных реакторов составляет 10 чел.-Зв на ГВт-год электроэнергии.


ПОДЕЛИСЬ!