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.
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).
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.