Атомная энергетика и радиационная безопасность

Атомными электростанциями (АЭС) располагают более 30 стран. Число ядерных реакторов превышает 500. По оценкам МАГАТЭ, коллективная доза от производства уранового топлива составляет 2,8ּчел.-Зв/(ГВт-год) для населения и до 50·10³ чел.-Зв/(ГВт-год) для персонала. Расчеты выполнены для условий: радиус зоны облучения 2000 км, плотность населения 25 чел./км².

Основные составляющие ядерно-топливного цикла (рис. 51):

· добыча и переработка урановой руды;

· изготовление топливных элементов;

· производство энергии;

· регенерация отработанного ядерного топлива;

· захоронение радиоактивных отходов.

Основная опасность при добыче урана – газовые выбросы радона и хвостохранилища. Активность «хвостов», которые содержат от 0,001 до 0,01 % урана, обусловлена преимущественно ²³⁰Th (Т_1/2 = 80 тыс. лет) и ²²⁶Ra (Т_1/2 = 1602 года) и ²²²Rn (Т_1/2 = 3,82 сут). Особенно опасны радий и радон. Первый легко выщелачивается и является потенциальным загрязнителем вод. Второй загрязняет воздух. Ожидаемая коллективная доза от радионуклидов, выделившихся из «хвостов» в течение 100 лет, при плотности населения 3 чел./ км² для окрестности радиусом 100 км и 25 чел./ км² в радиусе от 100 до 2000 км, равна 46 и 380 чел.-Зв.

На АЭС при делении урана большой выход имеют радиоизотопы инертных газов – криптона и ксенона, но наиболее опасны: ¹³¹I, ^137,134Cs, ⁹⁰Sr, ⁹⁵Zr, ¹⁴⁰Ba и ^103,106Ru, которые накапливаются в топливных элементах (ТВЭЛах). При дефектах оболочек ТВЭЛов они (в первую очередь криптон, ксенон и йод) проникают в теплоноситель или в графитовую кладку реактора и далее в вентиляционные и канализационные системы.

В штатном режиме выбросы АЭС определяют инертные газы (⁴¹Ar, ¹³³Xe, ⁸⁵Kr) с примесью трития (³H) и йода (¹³¹I), иногда ¹³⁷Cs, ¹²⁹I и ¹⁴C. Активность газов может достигать (2‑4)·10⁵ Ки/год, аэрозолей – 10 Ки/год, радиойода – 0,5 Ки/год. Газы и аэрозоли выбрасываются через трубы высотой 150 м, поэтому на местности вблизи АЭС осаждается лишь небольшая часть.

Основной загрязнитель водоемов-охладителей – ³H (от 2 до 0,1 Ки/МВт·год в зависимости от типа реактора). После распада ³H активности сбросов определяется ^134,137Cs, в меньшей мере, ¹³¹I и ^58,60Со.

До 95 % активности жидких радиоактивных отходов (РАО) приходится на долгоживущий ¹³⁷Cs. При разгерметизации емкостей-хранилищ возможно попадание РАО в грунтовые воды.

Твердыми РАО являются материалы активной зоны реакторов, демонтированное оборудование, средства индивидуальной защиты и др. Твердые отходы направляют в специальные хранилища.

Выработавшая ресурс АЭС является, по сути, хранилищем высокоактивных отходов, а потому ее демонтаж и консервация должны предусматривать изоляцию в течение сотен лет.

Примерно раз в три года ТВЭЛы с частично выгоревшим топливом извлекают и выдерживают в бассейне-охладителе не менее 4–5 месяцев, пока не снизится активность ¹³¹I. Затем их направляют на переработку или захоронение. Дело в том, что отработанный ТВЭЛ содержит плутоний и еще пригодный к употреблению уран. В настоящее время регенерируется лишь часть ядерного топлива. При переработке возможны выбросы в атмосферу и сбросы в воду радионуклидов ³Н, ¹⁴С, ⁸⁵Kr, ¹²⁹I, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs и трансурановых элементов. Некоторые страны (США) считают целесообразным отработанные ТВЭЛы помещать в хранилища.

Существуют способы изоляции РАО. Большинство специалистов предлагают захоронение РАО в горных породах. Это мнение основано на том, что залежи урановых и ториевых руд локализованы миллионы лет в определенных участках земной коры.

·

Рис. 45. Основные составляющие ядерно-топливного цикла