Александров Ю.А. Основы радиационной экологии

Подождите немного. Документ загружается.

2.5. Радиоактивные отходы и экология

Рис. 8. Структурная схема оборотного водоснабжения АЭС

В процессе самоочищения воды эти радионуклиды опускаются на

дно и постепенно захораниваются в донных отложениях, где их кон-

центрация может достигать 60 Бк/кг. Относительное распределение ра-

дионуклидов в экосистемах водоемов-охладителей АЭС, по данным

Ю.А. Егорова приведено в таблице 27. По мнению этого автора, такие

водоемы могут быть использованы в любых народно-хозяйственных и

рекреационных целях.

Таблица 27 – Относительное распределение радионуклидов в водоемах-охладителях, %

Компоненты экосистем

137

134

Со

Вода 2-5 2-5 0,2-0,4 0,2-0,4

Взвеси 0,25 0,25 1 1

Гидробионты:

моллюски

0,05-2

0,01

нитчатые водоросли

5  10

-3

5  10

-3

1  10

-3

1  10

-3

высшие растения

-2

2  10

-3

2  10

-3

5  10

-4

рыбы

1  10

-4

2  10

-4

2  10

-4

5  10

-4

Донные отложения 95-98 95-98 98,5 98-98,5

Дисбалансная вода Водоем-охладитель

Из источника

питательной воды

Хранение

очищенной воды

Система снабжения

АЭС технической водой

Система снабжения

АЭС питательной водой

Специльная

очистка воды

Теплообменное

оборудование АЭС

Основные технологиче-

ские контуры АЭС

Течи теплообменного

оборудования

Протечки организован-

ные и неорганизованные

Сбор и хранение воды

Р а з д е л 2 ИСТОЧНИКИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ И ЗАГРЯЗНЕНИЙ

ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ

Наносят ли вред окружающей среде атомные электростанции? Опыт

эксплуатации отечественных АЭС показал, что при правильном техни-

ческом обслуживании и налаженном мониторинге окружающей среды

они практически безопасны. Радиоактивное воздействие на биосферу

этих предприятий не превышает 2% от местного радиационного фона.

Ландшафтно-геохимические исследования в десятикилометровой зоне

Белоярской АЭС показывают, что плотность загрязнения плутонием

почв лесных и луговых биоценозов не превышает 160 Бк/м

и находится

в пределах глобального фона (Павлецкая, 1967). Расчеты показывают,

что в радиационном отношении гораздо более опасны тепловые элек-

тростанции, поскольку сжигаемые на них уголь, торф и газ содержат

природные радионуклиды семейств урана и тория. Средние индивиду-

альные дозы облучения в районе расположения тепловых электростан-

ций мощностью 1 ГВт/год составляют от 6 до 60 мкЗв/год, а от выбро-

сов АЭС – от 0,004 до 0,13 мкЗв/год. Таким образом АЭС при

нормальной их эксплуатации являются экологически более чистыми,

чем тепловые электростанции.

Опасность АЭС заключается лишь в аварийных выбросах ра-

дионуклидов и последующем распространении их во внешней среде ат-

мосферным, водным, биологическим и механическим путями. В этом

случае биосфере наносится ущерб, выводящий из строя огромные тер-

ритории, которые долгие годы не могут использоваться в хозяйственной

деятельности.

Так, в 1986 г. на Чернобыльской АЭС в результате теплового взрыва

в окружающую среду было выброшено до 10% ядерного материала,

находящегося в активной зоне реактора.

За все время эксплуатации АЭС в мире официально зафиксировано

около 150 аварийных случаев выбросов радионуклидов в биосферу. Это

внушительная цифра, показывающая, что резерв повышения безопасно-

сти атомных реакторов пока весьма велик. Поэтому очень важен мони-

торинг окружающей среды в районах АЭС, который играет решающую

роль в выработке способов локализации радиоактивных загрязнений и

их ликвидации. Особая роль здесь принадлежит научным исследовани-

ям в области изучения геохимических барьеров, на которых радиоак-

тивные элементы теряют свою подвижность и начинают концентриро-

ваться.

Радиоактивные отходы, содержащие радионуклиды с периодом по-

лураспада менее 15 суток, собираются отдельно и выдерживаются в

местах временного хранения для снижения активности до безопасных

уровней, после чего удаляются как обычные промышленные отходы.

2.5. Радиоактивные отходы и экология

Передача РАО из организации на переработку или захоронение

должна производиться в специальных контейнерах.

Переработку, долговременное хранение и захоронение РАО произ-

водят специализированные организации. В отдельных случаях возмож-

но осуществление в одной организации всех этапов обращения с РАО,

если это предусмотрено проектом или на это выдано специальное раз-

решение органов государственного надзора.

Эффективная доза облучения населения, обусловленная ра-

диоактивными отходами, включая этапы хранения и захоронения, не

должна превышать 10 мкЗв/год.

Наибольший объем РАО поставляют атомные электростанции. Жид-

кие РАО АЭС – это кубовые остатки выпарных аппаратов, пульпы ме-

ханических и ионообменных фильтров очистки контурной воды. На

АЭС они хранятся в бетонных емкостях, облицованных нержавеющей

сталью. Затем они подвергаются отверждению и захораниваются по

специальной технологии. К твердым отходам АЭС относятся вышедшее

из строя оборудование и его детали, а также израсходованные материа-

лы. Как правило, они имеют низкую активность и утилизируются на

АЭС. Отходы со средней и высокой активностью отправляют на захо-

ронение в специальные подземные хранилища.

Хранилища радиоактивных отходов размещаются глубоко под зем-

лей (не менее 300 м), причем, за ними устанавливается постоянное на-

блюдение, так как радионуклиды выделяют большое количество тепла.

Подземные хранилища РАО должны быть долговременными, рассчи-

танными на сотни и тысячи лет. Они размещаются в сейсмически спо-

койных районах, в однородных скальных массивах лишенных трещин.

Наиболее подходящими для этого являются гранитные геологические

комплексы горных массивов, прилегающих к побережью океана. В них

удобнее всего сооружать подземные туннели для РАО (Кедровский,

Чесноков, 2000). Надежные хранилища РАО могут размещаться в мно-

голетнемерзлых породах. Одно из них планируется создать на Новой

Земле.

Для облегчения захоронения и надежности последнего жидкие вы-

сокоактивные РАО превращают в твердые инертные вещества. В на-

стоящее время основными методами переработки жидких РАО яв-

ляются цементирование и остеклование с последующим заключением в

стальные контейнеры, которые хранятся под землей на глубине не-

скольких сотен метров.

Исследователи Московского объединения «Радон» предложили ме-

тодику обращения жидких РАО в стойкую алюмосиликатную керамику

Р а з д е л 2 ИСТОЧНИКИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ И ЗАГРЯЗНЕНИЙ

ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ

при температуре 900 °С с использованием карбамида (мочевины), солей

фтора и природных алюмосиликатов (Лащенова, Лифанов, Соловьев,

1999).

Однако при всей своей прогрессивности перечисленные приемы

имеют существенный недостаток – объемы радиоактивных отходов при

этом не сокращаются. Поэтому ученые находятся в постоянном поиске

других методов захоронения жидких РАО. Один из таких методов – се-

лективная сорбция радионуклидов. В качестве сорбентов исследователи

предлагают использовать природные цеолиты, с помощью которых мо-

жет быть достигнута очистка жидкостей от радиоизотопов цезия, ко-

бальта и марганца до безопасных концентраций. При этом объем радио-

активного продукта сокращается в десятки раз (Савкин, Дмитриев,

Лифанов и др., 1999). Ю.В. Островский, Г.М. Зубарев, А.А. Шпак и дру-

гие новосибирские ученые (1999) предложили гальванохимическую

обработку жидких радиоактивных отходов.

Перспективный метод захоронения высокоактивных отходов – уда-

ление их в космос. Метод предложен академиком А.П. Капицей в 1959

году. Сейчас ведутся интенсивные исследования в этой области.

Радиоактивные отходы в большом количестве производят атомные

электростанции, исследовательские реакторы и военная сфера (ядерные

реакторы кораблей и подводных лодок).

Согласно оценке МАГАТЭ к концу 2000 года из ядерных реакторов

выгружено 200 тыс. тонн облученного топлива.

Предполагается, что основная часть его будет удаляться без перера-

ботки (Канада, Финляндия, Испания, Швеция, США), другая часть бу-

дет перерабатываться (Аргентина, Бельгия, Китай, Франция, Италия,

Россия, Швейцария, Англия, Германия).

Бельгия, Франция, Япония, Швейцария, Англия хоронят блоки с ра-

диоактивными отходами, заключенными в боросиликатное стекло.

Захоронение на дне морей и океанов. Захоронения радиоактивных

отходов в морях и океанах практиковалось многими странами. Первыми

это сделали США в 1946 году, затем Великобритания  в 1949 году,

Япония  в 1955 году, Нидерланды  в 1965 году. Первый морской мо-

гильник жидких радиоактивных отходов появился в СССР не позднее

1964 года.

В морских захоронениях Северной Атлантики, где, по данным МА-

ГАТЭ, с 1946 по 1982 годы 12 стран мира затопили радиоактивные от-

ходы суммарной активностью более МКи (одного мегаКюри). Регионы

земного шара по величине суммарной активности ныне распределяются

следующим образом:

2.5. Радиоактивные отходы и экология

а) Северная Атлантика  примерно 430 кКи;

б) моря Дальнего Востока  около 529 кКи;

в) Арктика  не превышает 700 кКи.

Со времени первого затопления высокоактивных отходов в Карском

море прошло 25-30 лет. За эти годы активность реакторов и отработав-

шего топлива естественным путем снизилась во много раз. На сегодня

в северных морях суммарная активность РАО составляет 115 кКи.

При этом надо полагать, что морскими захоронениями радиоактив-

ных отходов занимались грамотные люди  профессионалы в своей об-

ласти. РАО затапливались во впадинах бухт, где течениями и подводко-

выми водами не затрагиваются эти глубинные слои. Потому РАО там

«сидят» и никуда не распространяются, а только поглощаются специ-

альными осадками.

Надо также учесть, что радиоактивные отходы с наибольшей актив-

ностью законсервированы твердеющими смесями. Но даже если радио-

нуклиды попадут в морскую воду  они сорбируются данными осадка-

ми в непосредственной близости от объекта затопления. Это было

подтверждено прямыми измерениями радиационной обстановки.

Наиболее часто обсуждаемой возможностью для захоронений РАО

является использование захоронений в глубоком бассейне, где средняя

глубина составляет не менее 5 км. Глубоководное скалистое дно океана

покрыто слоем отложений, и неглубокое погребение под десятками

метров отложений может быть получено простым сбрасыванием кон-

тейнера за борт. Глубокое погребение под сотнями метров отложений

потребует бурения и закладки отходов. Отложения насыщены морской

водой, которая через десятки или сотни лет может разъесть (в результа-

те коррозии) канистры с топливными элементами из использованного

топлива. Однако предполагается, что сами отложения адсорбируют вы-

щелоченные продукты деления, препятствуя их проникновению в океан.

Расчеты последствия крайнего случая разрушения оболочки контейнера

сразу после попадания в слой отложений показали, что диспергирова-

ние топливного элемента, содержащего продукты деления, под слоем

отложений случится не ранее чем через 100-200 лет. К тому времени

уровень радиоактивности упадет на несколько порядков.

Окончательное захоронение в соляных отложениях. Соляные от-

ложения являются привлекательными местами для долговременных за-

хоронений радиоактивных отходов. Тот факт, что соль находится в

твердой форме в геологическом слое, свидетельствует об отсутствии

циркуляции грунтовых вод с момента его образования несколько сот

миллионов лет тому назад. Таким образом, топливо, помещенное в та-

Р а з д е л 2 ИСТОЧНИКИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ И ЗАГРЯЗНЕНИЙ

ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ

ком отложении, не будет подвергаться выщелачиванию грунтовыми

водами. Соляные отложения такого типа встречаются очень часто.

Геологическое захоронение. Геологическое захоронение подразу-

мевает размещение контейнеров, содержащих отработанные топливные

элементы, в стабильном пласте, обычно на глубине 1 км. Можно допус-

тить, что такие породы содержат воду, так как глубина их залегания

значительно ниже зеркала грунтовых вод. Однако ожидается, что вода

не будет играть большой роли при теплопередаче от контейнеров, по-

этому хранилище должно быть спроектировано с учетом возможности

поддержания температуры поверхности канистр не более чем 100С или

около того. Тем не менее присутствие грунтовых вод означает, что ма-

териал, выщелоченный из хранящихся блоков, может проникнуть через

пласт с водой. Это является важным вопросом при проектировании та-

ких систем. Циркуляция воды сквозь породу как результат разности

плотностей, вызванный температурным градиентом, в течение длитель-

ного времени важна для определения миграции продуктов деления.

Этот процесс очень медленный, и поэтому не ожидается, что от него

будут серьезные неприятности. Однако для систем долговременного за-

хоронения он должен быть обязательно принят во внимание.

Выбор между различными методами захоронений будет определять-

ся доступностью удобных мест, потребуется еще много биологических

и океанографических данных. Тем не менее, исследования во многих

странах показывают, что использованное топливо можно обрабатывать

и производить захоронение без чрезмерного риска для человека и окру-

жающей среды.

В последнее время всерьез обсуждается возможность забрасывать

контейнеры с долгоживущими изотопами с помощью ракет на невиди-

мую обратную сторону Луны. Вот только как обеспечить стопроцент-

ную гарантию, что все запуски будут успешными, ни одна из ракет-

носителей не взорвется в земной атмосфере и не засыплет ее смерто-

носным пеплом? Что бы ни говорили ракетчики, риск очень велик. Да и

вообще мы не знаем, для чего понадобится обратная сторона Луны на-

шим потомкам. Было бы крайне легкомысленно превратить ее в убийст-

венную радиационную свалку.

Захоронение плутония. Осенью 1996 года в г. Москве проходил

Международный научный семинар по плутонию. Это чрезвычайно ток-

сичное вещество получается в результате работы атомного реактора и

раньше использовалось для производства ядерных боеприпасов. Но за

годы использования ядерной энергии плутония на Земле скопились уже

2.5. Радиоактивные отходы и экология

тысячи тонн, ни одной стране для производства оружия столько не

нужно. Вот и встал вопрос, что с ним делать дальше?

Оставить просто так где-нибудь в хранилище  весьма дорогое удо-

вольствие.

Как известно, плутоний в природе не встречается, его получают ис-

кусственно из урана-238 при облучении последнего нейтронами в атом-

ном реакторе:

238



-1

239

У плутония обнаружено 14 изотопов с массовыми числами от 232 до

246; наиболее распространен изотоп

239

Pu.

Плутоний, выделяемый из отработанного топлива АЭС, содержит

смесь высокоактивных изотопов. Под действием тепловых нейтронов

делятся только Pu-239 и Pu-241, а быстрые нейтроны вызывают деле-

ние всех изотопов.

Период полураспада

239

Pu равен 24 000 годам,

241

Pu – 75 лет, при

этом образуется изотоп

241

Am с сильным гамма-излучением. Ядови-

тость такова, что тысячная доля грамма вызывает летальный исход.

Академик Ю. Трутнев предложил хранить плутоний в подземных

хранилищах, сооружаемых с помощью ядерных взрывов. Радиоактив-

ные отходы вместе с горными породами остекловываются и не распро-

страняются в окружающую среду.

Перспективным считается положение, что отработанное ядерное то-

пливо (ОЯТ) – ценнейшее средство для атомной промышленности, под-

лежащее переработке и использованию по замкнутому циклу: уран – ре-

актор – плутоний – переработка – реактор (Англия, Россия, Франция).

В 2000 году на российских АЭС скопилось около 74000 м

жидких

РАО суммарной активностью 0,22  10

Ки, около 93500 м

твердых

РАО активностью 0,77  10

Ки и около 9000 т отработавшего ядерного

топлива активностью свыше 4  10

Ки. На многих АЭС хранилища

РАО заполнены на 75% и оставшегося объема хватит лишь на 5-7 лет.

Ни одна АЭС не оснащена оборудованием для кондиционирования

образующихся РАО. По мнению специалистов Минатома России реаль-

но в ближайшие 30-50 лет РАО будут храниться на территории АЭС,

поэтому возникает необходимость создания там специальных долговре-

менных хранилищ, приспособленных для последующего извлечения из

них РАО для транспортирования их к месту окончательного захороне-

ния.

Жидкие РАО Военно-морского флота хранятся в береговых и плаву-

чих емкостях в регионах, где базируются корабли с атомными двигате-

лями. Годовое поступление таких РАО около 1300 м

. Они перерабаты-

Р а з д е л 2 ИСТОЧНИКИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ И ЗАГРЯЗНЕНИЙ

ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ

ваются двумя техническими транспортными судами (один на Северном,

другой на Тихоокеанском флотах).

Кроме того, в связи с интенсификацией применения ионизирующего

излучения в хозяйственной деятельности человека, с каждым годом

возрастает объем отработанных радиоактивных источников, поступаю-

щих с предприятий и учреждений, использующих в своей работе радио-

изотопы. Большая часть таких предприятий находится в Москве (около

1000), областных и республиканских центрах.

Эта категория РАО утилизируется через централизованную систему

территориальных спецкомбинатов «Радон» Российской Федерации, ко-

торые осуществляют прием, транспортировку, переработку и захороне-

ние отработанных источников ионизирующего излучения. В ведении

Департамента жилищно-коммунального хозяйства Минстроя РФ нахо-

дятся 16 спецкомбинатов «Радон»: Ленинградский, Нижегородский,

Самарский, Саратовский, Волгоградский, Ростовский, Казанский, Баш-

кирский, Челябинский, Екатеринбургский, Новосибирский, Иркутский,

Хабаровский, Приморский, Мурманский, Красноярский. Семнадцатый

спецкомбинат, Московский (расположен возле г. Сергиев Посад), под-

чиняется Правительству г. Москвы.

Каждое предприятие «Радон» имеет специально оборудованные

пункты захоронения радиоактивных отходов (ПЗРО).

Для захоронения отработавших источников ионизирующего излуче-

ния используются инженерные приповерхностные хранилища колодез-

ного типа. В каждом предприятии «Радон» налажена нормальная

эксплуатация хранилищ, учет захороненных отходов, постоянный ра-

диационный контроль и мониторинг за радиоэкологическим состоянием

окружающей среды. На основе результатов контроля радиоэкологиче-

ской обстановки в районе размещения ПЗРО периодически составляется

радиоэкологический паспорт предприятия, который утверждается кон-

трольно-надзорными органами.

Спецкомбинаты «Радон» спроектированы в 70-х годах XX века в со-

ответствии с требованиями устаревших ныне норм радиационной безо-

пасности.

2.6. ЗАЩИТА ОТ РАДИАЦИОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ

При проведении контроля степени облучения сельскохозяйствен-

ных животных необходимо определять дозы внешнего облучения. Это

можно делать с помощью дозиметрических приборов, но дозу можно

2.6. Защита от радиационного излучения

определять и путем вычисления. В основе расчетных методов определе-

ния доз облучения лежат закономерности взаимодействия ионизирую-

щих излучений с веществом. Вычисление доз облучения при внешнем

гамма-облучении

Доза облучения прямо пропорциональна мощности дозы облучения

и времени его воздействия:

D = P  t,

где D – доза облучения;

P – мощность дозы облучения;

t – время облучения.

Доза облучения от внешних точечных источников прямо пропор-

циональна мощности дозы облучения и обратно пропорциональна квад-

рату расстояния до него:

D= P  t / R

где R – расстояние до источника излучения, см;

D – доза облучения, Р;

P – мощность дозы излучения, Р/ч;

T – время облучения, часы.

Существует взаимосвязь между активностью (А) радиоактивных

веществ и мощностью дозы излучения, создаваемой их гамма-

излучением. Поэтому в формуле мощность дозы излучения (Р) можно

заменить выражением (P = K

 A) и формула примет вид:

D = (K

 A t) / R

где D – доза облучения, Р;

– гамма-постоянная данного радиоизотопа (P  см

/ ч  мКи);

A – активность данного радиоизотопа, мКи;

t – время облучения, часы;

R – расстояние до источника излучения, см.

Доза облучения может быть уменьшена с помощью поглощения из-

лучения материалами защитных экранов. Значение этого коэффициента

зависит от вида излучения, его энергии, материала экрана и толщины.

Для гамма-излучения его можно рассчитать по следующей формуле:

осл.

= 2  h / d

пол.

где К

осл.

– коэффициент ослабления излучения, (см. таблицу 28);

h – толщина защитного слоя материала, см;

пол.

– слой половинного ослабления материала, см, т.е. такая тол-

щина слоя материала, которая ослабляет интенсивность

излучения в 2 раза.

Р а з д е л 2 ИСТОЧНИКИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ И ЗАГРЯЗНЕНИЙ

ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ

100

Таблица 28 – Средние значения коэффициента ослабления дозы радиации (К

осл.

)

укрытиями и транспортом

Наименование укрытий и транспортных средств Косл.

Открытое расположение на местности 1

Открытые щели 3

Производственные одноэтажные здания (цех)

(коровник, свинарник, кирпичный без перекрытия)

Коровник, свинарник кирпичный с ж/б перекрытием 12,5

Жилые каменные дома

Одноэтажные 10

Подвал одноэтажного каменного дома 40

Двухэтажные 15

Подвал двухэтажного каменного дома 100

Жилые деревянные дома

Одноэтажные 2

Подвал одноэтажного деревянного дома 7

Погреб 20

Защиту от облучения можно проводить следующими методами:

1. З а щита в р ем ен ем . Следует находиться в зоне облучения

минимальное время.

2. З а щита ра сст о я н и ем . Следует находиться от источника

излучения на максимальном расстоянии.

3. З а щита э к р а н а м и . Следует использовать защитные средства

из различных материалов (орг. стекло, дерево, кирпич, бетон, свинец,

резина).

2.6.1. Принципы нормирования в области

радиационной безопасности

Проблема защиты населения от действия ионизирующих излу-

чений имеет глобальный характер, а потому соответствующие научно-

исследовательские и организационные мероприятия разрабатываются

международными организациями, рекомендации которых используются

отдельными странами при составлении собственных национальных рег-

ламентов.