Производство энергии на атомных электростанциях связано с образованием огромного количества радиоактивных веществ. В активной зоне реактора их активность может достигать колоссальных значений — около 370 эксабеккерелей при мощности в 3 ГВт. Попадание даже малой доли этих радионуклидов в окружающую среду чревато серьёзными последствиями. Поэтому ключевая задача радиационной безопасности всего ядерного топливного цикла (ЯТЦ) — обеспечить максимальную изоляцию радиоактивных материалов от биосферы на всех этапах: от добычи сырья до захоронения отходов. Необходимо свести к абсолютному минимуму любые возможные утечки как в штатном режиме работы, так и в аварийных ситуациях.
Начальные стадии ЯТЦ: добыча и обогащение урана
Предприятия начальной стадии цикла — урановые рудники, гидрометаллургические заводы, производства по конверсии, обогащению и изготовлению топлива — оказывают воздействие на окружающую среду через выбросы твёрдых, жидких и газообразных радиоактивных отходов. Эти отходы содержат естественные радионуклиды (ЕРН), главным образом уран и продукты его распада. Масштаб воздействия зависит от множества факторов: мощности предприятия, содержания урана в руде, применяемых технологий добычи и переработки, а также плотности населения в прилегающих районах.
Например, для получения 200 тонн урана (годовая потребность АЭС мощностью 1 ГВт) при содержании металла в руде 0,2% образуется около 100 тысяч тонн отходов. В процессе переработки в отвалы попадает 5–10% урана и почти 85% общей радиоактивности исходной руды. Эти отходы накапливаются в специальных хвостохранилищах, которые на протяжении десятилетий остаются потенциальными источниками загрязнения из-за ветровой и водной эрозии, а также выделения радиоактивного газа радона-222. Грамотный выбор места, правильное проектирование и дополнительная обработка таких хранилищ позволяют значительно снизить риски.
Жидкие отходы (шахтные воды, загрязнённая вода при бурении и переработке) направляются в изолированные водоёмы для испарения или фильтрации. Газообразные выбросы происходят при вентиляции рудников, работе заводов и за счёт эманации радона из твёрдых отходов.
Основная доза облучения на этих этапах приходится на персонал предприятий и оценивается примерно в 2 человеко-зиверта на каждый гигаватт-год выработанной электроэнергии. Благодаря мерам по предотвращению эрозии и очистке отходов, дозы для населения, проживающего рядом с предприятиями, крайне малы — порядка сотых долей микрозиверта в год. Коллективные дозы на локальном и региональном уровне не превышают 0,5 чел.-Зв на ГВт-год.
Атомные электростанции: выбросы и системы защиты
В нормальном режиме работы АЭС системы задержки радионуклидов позволяют распасться короткоживущим изотопам до их попадания в окружающую среду. В аварийных условиях эта защита может быть существенно ослаблена или отсутствовать.
Радиоактивные продукты, образующиеся на АЭС, можно разделить на несколько групп по их поведению:
- Радиоактивные благородные газы (криптон, ксенон).
- Летучие вещества (йод, цезий).
- Тритий.
- Нелетучие вещества (лантан, стронций, рубидий и другие).
Конструкция и эксплуатационные процедуры на АЭС направлены на минимизацию утечек. Тем не менее, в процессе работы образуются газообразные, жидкие и твёрдые РАО. Газообразные отходы очищаются от аэрозолей и йода на специальных фильтрах и выбрасываются через высокие вентиляционные трубы (100–150 м). Жидкие отходы (концентраты выпарки, пульпа фильтров и ионообменных смол) хранятся в герметичных бетонных ёмкостях. Твёрдые отходы (оборудование, инструменты, материалы) прессуются, упаковываются и размещаются в хранилищах на территории станции.
Доза внутреннего облучения населения от газоаэрозольных выбросов АЭС формируется в основном за счёт изотопов йода, аэрозолей и углерода-14, попадающих в организм с воздухом и пищей. Доза внешнего облучения создаётся гамма-излучением от облака радиоактивных благородных газов. Здесь наблюдается существенная разница между типами реакторов: для АЭС с реакторами РБМК и ВВЭР эти дозы различаются более чем в 10 раз из-за различий в объёме и составе выбросов. Для типичной АЭС мощностью 1 ГВт с реактором ВВЭР индивидуальная годовая доза составляет около 0,35 мкЗв, а с реактором РБМК — около 4,2 мкЗв. Ожидаемые коллективные дозы от эксплуатации реакторов не превышают 4 чел.-Зв на ГВт-год.
Нормативная база устанавливает, что эксплуатация АЭС не должна приводить к дополнительному облучению населения свыше 0,2 мЗв/год от атмосферных выбросов и 0,05 мЗв/год от жидких сбросов. Исходя из этих пределов, для каждой станции устанавливаются допустимые уровни выбросов и сбросов.
Переработка отработавшего топлива и обращение с отходами
Перед отправкой на радиохимический завод (РХЗ) облучённое топливо выдерживается для распада короткоживущих радионуклидов. Выдержка более 150 суток позволяет практически исключить выбросы таких значимых изотопов, как ксенон-133 и йод-131.
Газоаэрозольные выбросы РХЗ содержат долгоживущие радионуклиды: криптон-85, углерод-14, йод-129, тритий. Для завода, перерабатывающего 1500 тонн топлива в год, эффективная доза облучения для человека, проживающего поблизости, может достигать 100 мкЗв/год. Жидкие сбросы таких заводов содержат цезий-137, рутений-106, стронций-90, йод-129 и трансурановые элементы.
Переработка и окончательное захоронение РАО — критически важное экологическое звено замкнутого ЯТЦ. Отходы низкой и средней активности образуются на всех этапах, от добычи урана до эксплуатации АЭС. Высокоактивные отходы — это прежде всего продукты переработки облучённого топлива на РХЗ. Для производства 1 ГВт-год электроэнергии на АЭС с реактором ВВЭР образуется 640–700 м³ отходов низкой и средней активности, около 4 м³ высокоактивных отходов и десятки тысяч кубометров отвалов после переработки урановой руды.
Суммарное радиационное воздействие ЯТЦ и дозы облучения персонала
По данным МАГАТЭ, полная коллективная доза облучения от РАО для различных предприятий ЯТЦ не превышает 800 чел.-Зв, что значительно меньше дозы от естественного радиационного фона (порядка 10 млн чел.-Зв).
Весь ЯТЦ вносит вклад в коллективную дозу облучения населения, которая складывается из двух компонентов:
- От короткоживущих изотопов: около 5,5 чел.-Зв на ГВт-год. 90% этой дозы население получает в первый год после выброса, 98% — в течение пяти лет.
- От долгоживущих радионуклидов: оценивается в 670 чел.-Зв на ГВт-год. При этом менее 3% этой дозы придётся на первые 500 лет после выброса, основная часть растянута на тысячелетия.
Прогнозы, основанные на сохранении текущего уровня выбросов, оценивают годовую коллективную дозу от всего ЯТЦ к 2100 году на уровне около 200 000 чел.-Зв. Даже в этом случае средние дозы облучения населения составят лишь около 1% от доз естественного фона.
Наибольшему облучению в рамках ядерной энергетики подвергается персонал предприятий ЯТЦ. Средняя коллективная доза для работников урановых рудников и обогатительных фабрик составляет около 1 чел.-Зв на ГВт-год, причём 90% этой дозы приходится на шахтёров. Персонал заводов по производству топлива получает аналогичную дозу — 1 чел.-Зв на ГВт-год. Для работников, обслуживающих ядерные реакторы, типичное значение среднегодовой коллективной дозы выше — около 10 чел.-Зв на ГВт-год выработанной электроэнергии.