Радиационная безопасность ядерной техники и объектов ЯТЦ

Радиационная безопасность представляет собой ключевой элемент современной ядерной индустрии, определяющий условия защиты человека и биосферы от ионизирующего излучения. Все используемые в ядерной технике источники ионизирующего излучения по характеру воздействия на окружающую среду и население классифицируются на две основные группы:

1. Источники возможного рассеяния радиоактивных веществ в биосфере (открытые радионуклидные источники, выбросы и сбросы предприятий).
2. Закрытые источники излучения, которые при штатном режиме эксплуатации не приводят к загрязнению окружающей среды, однако создают поля внешнего облучения (гамма-установки, нейтронные излучатели, ускорители заряженных частиц).

К первой группе традиционно относятся испытания ядерного оружия, предприятия ядерного топливного цикла (ЯТЦ), а также процессы применения открытых радиоактивных веществ в промышленности и научных исследованиях. Вторую группу формируют установки непрерывной генерации излучения (нейтронные, бета- и гамма-излучатели) и устройства периодического действия (рентгеновские аппараты, ускоряющие комплексы).

1. Радиационные последствия испытаний ядерного оружия. При проведении ядерных взрывов в окружающую среду попадает многокомпонентная смесь, включающая продукты деления ядерного заряда, наведенную активность и непрореагировавшие расщепляющиеся материалы. Образующийся комплекс продуктов деления состоит примерно из 200 различных изотопов 36 химических элементов, периоды полураспада которых варьируются от долей секунды (¹⁰⁶Rh) до 1,57·10⁷ лет (¹²⁹I).

При наземных и атмосферных испытаниях значительная доля радионуклидов увлекается в верхние слои тропосферы и стратосферы, приобретая глобальный характер переноса. Общая мощность атмосферных испытаний превысила 500 Мт, что привело к инжектированию в атмосферу порядка 2517 ЭБк радиоактивных продуктов. Из них 244 ЭБк составили долгоживущие радионуклиды с периодом полураспада более одного года.

Особое радиоэкологическое значение имеют изотопы ⁹⁰Sr (стронций-90) и ¹³⁷Cs (цезий-137). На долю ⁹⁰Sr пришелся 0,6 ЭБк, а на ¹³⁷Cs — 0,96 ЭБк, что близко к их выходу при делении ядерного горючего.

Попадая на почву, радионуклиды формируют поле внешнего гамма-облучения. Внутреннее облучение за счет ингаляционного поступления составляет около 1% от суммарной дозы глобальных выпадений, с питьевой водой поступает не более 5%, тогда как основной путь формируется через алиментарные (пищевые) цепи. Стронций-90 и цезий-137 способны длительно сохраняться в почвенном слое, депонироваться в костных и мышечных тканях человека и животных.

В 1963 году (период максимума глобальных выпадений) эффективная доза индивидуального облучения человека достигала 316 мкЗв/год. К 1995 году за счет естественного распада и запечатывания в почве доза внешнего (в основном ¹³⁷Cs) и внутреннего (⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs) облучения в России снизилась до ≈ 12 мкЗв/год. При этом суммарная коллективная доза населения России к 2015 году составила 1,73·10⁵ чел.-Зв.

Воздействие подземных ядерных взрывов ограничено локальными зонами и не приводит к увеличению глобального радиоэкологического фона.

2. Предприятия ядерного топливного цикла (ЯТЦ) как источник техногенного воздействия. При производстве электроэнергии на АЭС образуется значительный объем радиоактивных веществ. Активность реактора тепловой мощностью 3 ГВт достигает чрезвычайно высоких значений — порядка 370 ЭБк. Обеспечение радиационной безопасности ЯТЦ требует полной изоляции радиоактивных отходов (РАО) от биосферы на всех стадиях: от добычи руды до окончательного захоронения.

Начальная стадия ЯТЦ (дореакторный фазовый диапазон). Начальный этап включает урановые рудники, гидрометаллургические заводы (ГМЗ), предприятия по конверсии, обогащению урана и изготовлению ядерного топлива. Основной фактор воздействия — естественные радионуклиды (ЕРН): уран и продукты его распада.

При содержании урана в руде на уровне 0,2% на каждую тонну получаемого урана образуется 10⁵ т отходов (хвостов). Для обеспечения работы АЭС мощностью 1 ГВт(эл.) требуется около 200 т урана в год. Извлечение урана сопровождается поступлением в хвосты 85% суммарной активности руды. Хвостохранилища становятся долговременными источниками выделения инертного радиоактивного газа радона (²²²Rn), а также ветровой и водной эрозии.

Таблица 1. Атмосферные выбросы важнейших радионуклидов на разных стадиях ядерного топливного цикла, ТБк/(ТВт·ч)

Индивидуальные годовые дозы облучения населения, проживающего вблизи предприятий начальной стадии ЯТЦ, благодаря пылеподавлению и эффективной очистке стоков, находятся на уровне сотых долей мкЗв, а локальные коллективные дозы не превышают 0,5 чел.-Зв/(ГВт·год).

3. Обращение с радиоактивными отходами при эксплуатации АЭС. В процессе эксплуатационного цикла АЭС генерируются газообразные, жидкие и твердые радиоактивные отходы (РАО).

По физико-химическим свойствам продукты деления в технологических системах АЭС подразделяются на:
- Радиоактивные благородные газы (РБГ): изотопы криптона (Kr) и ксенона (Xe);
- Летучие соединения: изотопы йода (I) и цезия (Cs);
- Тритий (³H);
- Нелетучие дисперсные вещества: изотопы лантана (La), стронция (Sr), рубидия (Rb) и др.

В результате нейтронной активации конструкционных материалов, теплоносителя и примесей образуются трансурановые элементы: нептуний (Np), плутоний (Pu), америций (Am), кюрий (Cm), присутствие которых усложняет процессы переработки и захоронения.

Рис. 1. Пути воздействия газообразных и жидких радиоактивных отходов АЭС на человека

При нормальном режиме работы газоаэрозольные выбросы проходят системную выдержку для распада короткоживущих нуклидов, фильтрацию от аэрозолей и йода, после чего удаляются через вентиляционные трубы высотой 100–150 м. Доза внешнего облучения от облака РБГ зависит от типа реактора: для ВВЭР выбросы существенно ниже, чем для РБМК.

Таблица 2. Коллективная доза облучения на разных стадиях ЯТЦ при нормальной эксплуатации, чел.-Зв/(ТВт·ч)

Индивидуальные эффективные дозы облучения населения от газоаэрозольных выбросов АЭС с реактором ВВЭР мощностью 1 ГВт составляют около 0,35 мкЗв/год, а с реактором РБМК — 4,2 мкЗв/год. Нормативные санитарные регламенты ограничивают предельное дополнительное облучение населения от выбросов АЭС величиной 0,2 мЗв/год (аэрозоли) и 0,05 мЗв/год (жидкие сбросы).

4. Переработка ОЯТ и радиоэкологический баланс ЯТЦ. Завершающая стадия ЯТЦ — радиохимическая переработка облученного ядерного топлива (ОЯТ) на радиохимических заводах (РХЗ). Предварительная выдержка ОЯТ перед регенерацией в течение 150 суток позволяет снизить активность короткоживущих изотопов, пренебречь выбросами ¹³³Xe и ¹³¹I.

При переработке 1500 т ОЯТ в год эффективная доза облучения критической группы населения вблизи РХЗ (высота трубы 200 м) достигает 100 мкЗв/год за счет поступления ⁸⁵Kr, ¹⁴C, ¹²⁹I и ³H. В жидких сбросах РХЗ преобладают ¹³⁷Cs (4·10³ ТБк), ¹⁰⁶Ru (7·10² ТБк), ⁹⁰Sr (6·10² ТБк) и ¹²⁹I (70 ГБк).

Согласно обобщенным данным МАГАТЭ, суммарная коллективная доза облучения от семи основных предприятий ЯТЦ не превышает 8·10² чел.-Зв, что несоизмеримо ниже естественного радиационного фона Земли (10⁷ чел.-Зв).

Весь ЯТЦ за счет короткоживущих изотопов формирует коллективную эффективную дозу облучения населения на уровне 5,5 чел.-Зв на каждый ГВт·год выработанной электроэнергии. Долгоживущие нуклиды дают вклад порядка 670 чел.-Зв/(ГВт·год), причем в первые 500 лет реализовывается менее 3% этой дозы. По прогнозам, к 2100 году суммарная годовая коллективная доза от объектов ЯТЦ достигнет 200 000 чел.-Зв, что составит не более 1% от естественного облучения человечества.

Наиболее высокие профессиональные дозы получает персонал урановых рудников (около 1 чел.-Зв/(ГВт·год)), предприятий по изготовлению топлива (1 чел.-Зв/(ГВт·год)) и реакторных отделений АЭС (10 чел.-Зв/(ГВт·год)). Современные технологические барьеры и методы защиты обеспечивают надежное сдерживание дозовых нагрузок в пределах установленных гигиенических нормативов.

Сведения об авторах и источниках:

Авторы: Е. О. Адамов, Ю. Г. Драгунов, В. В. Орлов, Л. П. Абагян, В. Я. Абрамов и др.

Источник: Машиностроение ядерной техники

Данные публикации будут полезны студентам и специалистам в области ядерной физики и атомной энергетики, инженерам-конструкторам и технологам промышленных предприятий, а также всем, кто интересуется устройством ядерных реакторов и современными ядерными технологиями.