Выбросы и сбросы АЭС

С первых лет существования атомной энергетики уделялось внимание измерениям выбросов радионуклидов в атмосферу и сбросов их в гидросферу, а также оценкам доз, получаемых населением и профессионалами. Оценка доз требовала развития соответствующих моделей. В таких моделях учитывали тип реактора, его расположение, распределение населения в регионе, производство и потребление продуктов питания населением, розу ветров и пути миграции радионуклидов. ^1[1]

В общем случае первым барьером на пути продуктов деления и трансурановых элементов наружу является кристаллическая решетка материала топлива (рис. 8.13). В этом плане диоксид урана существенно лучше металла, хотя и обладает худшей теплопроводностью. То, что выходит из топливной таблетки, оказывается внутри корпуса твэла и формально должно оставаться там в виду его герметичности (см. рис. 8.13). Микротрещины в стенках, большой коэффициент диффузии благородных газов в любых материалах и повышенное давление внутри твэла из-за образования там продуктов деления приводят к выходу небольшой их части в теплоноситель.

Последствия существенных происшествий может уменьшить корпус ТВС и конструкция активной зоны. Наконец, для двухконтурных реакторов герметичность первого контура удерживает значительную часть как «просочившихся» в него продуктов деления, так и продуктов активации веществ в активной зоне реактора.

Рис. 8.13. Барьеры на пути продуктов деления в окружающую среду.

При нормальных условиях эксплуатации технологические приемы, используемые на АЭС, позволяют достаточно эффективно удержать радионуклиды в реакторе. В результате этого поступление радиоактивных веществ в окружающую среду сводится до уровня, ниже допустимого действующими нормативами. Основной вопрос сводится к следующему: может ли это привести к каким-либо экологическим последствиям, а если да, то возможно ли их наблюдать.

Сбросы из реакторов любого типа приводят к тепловому (термальному) загрязнению гидросферы, а следовательно, и всей окружающей среды. В тех же случаях, когда разные страны используют в качестве охладителя один и тот же водный бассейн, квоты на сброс теплоты являются предметом международных договоров. Классическим примером является Рейн, используемый для сбросов теплоты, прежде всего от АЭС: Швейцарией, Францией, Германией и в какой-то мере Нидерландами.

Что касается радионуклидов, то само разделение реакторов на одноконтурные и двухконтурные уже говорит о том, что значения сбросов должны быть разными. Кроме того, эти значения определяются конструкцией и режимом работы реактора, а следовательно, различаются даже для реакторов одного типа. Типичные значения активности жидких сбросов (без трития) на конец 1990;х гг. составляли для реакторов типа ВВЭР-1000 — 17, для РБМК-1000 — 2, для ВВРК — 30, для ГГРМ — 600 и для БН — 40 ГБк-(ГВт-год) —¹. Тритий вносит наибольший вклад в загрязнение водоемов-охладителей. На АЭС с реакторами ВВЭР сбросы трития составляют 25—30, а с РБМК —0,2 ТБк/(ГВт-год). В водоемы-охладители АЭС поступают и коррозионные радионуклиды, такие как ⁵⁴Mn, ⁵⁵Fe, ⁶⁰Со, ⁶⁵Zn, а также ⁸⁹Sr, ⁹⁰Sr, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs… Активность этих сбросов, как правило, довольно мала.

Выбросы радионуклидов производятся в основном через высокие трубы для лучшего рассеивания и уменьшения их активности в приземном воздухе вблизи АЭС. Перед поступлением в атмосферу производится очистка газоаэрозольных выбросов от радиоактивных аэрозолей. Эффективным приемом для уменьшения активности выбрасываемых газов является сбор их в газгольдеры и выдержка, в течение которой происходит распад короткоживущих радионуклидов. Замкнутость и герметичность первого контура реакторов типа ВВЭР приводит к тому, что время пребывания в таких реакторах радионуклидов оказывается намного больше, чем в открытом единственном контуре кипящих реакторов типа РБМК. Это эквивалентно улавливанию значительной части радионуклидов. Естественно, что такая временная задержка радионуклидов уменьшает активность выбросов. В среднем величина выбросов радионуклидов инертных газов для реакторов ВВЭР более чем на порядок ниже по сравнению с реакторами РБМК.

Основной вклад в выбросы радионуклидов на АЭС вносят продукты деления. В их составе доминируют изотопы криптона и ксенона, а также тритий. Среди других радионуклидов отметим изотопы йода.

Кроме того, присутствуют радионуклиды цезия, стронция, церия, рутения, циркония… Меньший вклад дают радионуклиды, возникающие в результате активации нейтронами материалов активной зоны реактора и первого контура теплоносителя: ¹⁴С, ⁴¹Ar, ⁵¹Cr, ⁵⁴Mn, ⁵⁹Fe, ⁵⁸Со, ⁶⁰Со, ⁶⁵Zn и др. Выбросы трансурановых нуклидов, как правило, существенно ниже радиоактивных выбросов других экологически значимых радионуклидов.

В плане выбросов наблюдается положительная динамика. Выбросы инертных газов в конце 1990;х гг. заметно уменьшились для реакторов типа ВВЭР, РБМК, ГГРМ и БН по сравнению с концом 1980;х гг. Для реакторов типа ВВЭР они составили — 20, для РБМК — 1300, для ГГРМ — 1400 и для БН — 320 ТБк-(ГВт-год) —^[2]. В выбросах АЭС всегда присутствуют биологически значимые ³Н и ¹⁴С. Для реакторов типа ВВЭР они составили — 2,7, для РБМК — (0,6—3,9), для ГГРМ — {А—8) и для БН — 50 ТБк-(ГВттод) —^[2]. Что касается ¹⁴С, то для реакторов типа ВВЭР они составили — (0,1—0,2), для РБМК — 1,3, для ГГРМ — (0,5—1,4) и для БН — 0,1 ТБк-(ГВттод)"^[2]. Последнему радионуклиду уделяется значительное внимание в основном в связи с его большим периодом полураспада^[2].

Существенное внимание при рассмотрении выбросов нужно уделять радионуклидам йода, хотя по абсолютной величине их выбросы невелики. Среди этих радиоизотопов основную радиологическую значимость имеет ¹³¹1. Выбросы ¹³¹1 в 1990—1997 гг. в среднем составляли для реакторов типа ВВЭР — 1,2, для РБМК — 7, для ГГРМ — 0,9 и для БН — 0,2 ГБк-(ГВттод)"^[2]. По сравнению с предшествующим периодом (1985—1989 гг.) выбросы ¹³¹1 уменьшились практически для всех типов реакторов. Для оценки ожидаемой коллективной дозы определенный интерес представляет долгоживущий ¹²⁹1, однако выбросы этого радиоизотопа при работе АЭС весьма малы и с трудом поддаются измерениям. Более высокие значения выбросов ¹²⁹1 имеют место при регенерации облученного топлива.

В 1970—1980 гг. часто проводили суммирования очень малых доз с целью достаточно абстрактных оценок. Активной деятельностью в этом направлении занимался НКДАР. Были сосчитаны ожидаемые коллективные дозы от выбросов таких долгоживущих радионуклидов, как ¹⁴С и ¹²⁹1. Хотя было получено, что эти радионуклиды не приведут к какой-либо существенной кумулятивной коллективной дозе за 1000 лет, а облучение для любого индивидуума в течение всей его жизни пренебрежимо мало, однако ожидаемые за тысячелетия величины для многих миллиардов людей были, естественно, значимыми. Более того, сначала расчеты делались для производства электроэнергии на АЭС в десятки раз большего, чем оказалось в действительности.

Такие оценки, не имея научного значения, создавали и создают ощущение значимости проблемы.

Современные методы регистрации позволяют в выбросах и сбросах обнаруживать не менее 50 различных радионуклидов. Нет и вряд ли появится какой-нибудь метод, который позволил бы обнаружить биологические последствия не только от поступления отдельных нуклидов, но и от всех вместе, на фоне флуктуаций естественного радиационного фона. Конечно, все это относится к штатной работе электростанций, при которой они являются экологически чистыми объектами. Возможность аварий и неадекватная реакция, как чиновников, так и СМИ, часто приводят к отторжению этой отрасли промышленности значительной частью общества.

Контрольные вопросы и задания

• 1. Опишите ядерный топливный цикл.
• 2. Опишите воздействие на природу начальной части ЯТЦ.
• 3. Почему необходимо учитывать при экологическом аудите местности воздействие «хвостов» перерабатывающих предприятий ЯТЦ?
• 4. Представьте схематически процесс деления атомных ядер. Какова средняя энергия на распад?
• 5. Для чего нужно замедлять нейтроны деления?
• 6. Что такое запаздывающие нейтроны?
• 7. Расскажите о цепных реакциях деления. В чем суть коэффициента размножения нейтронов?
• 8. Что такое критическое состояние системы?
• 9. Перечислите основные типы ядерных энергетических реакторов.
• 10. Почему уделяется внимание водохранилищам — охладителям АЭС?
• 11. Дайте представление о выбросах и сбросах АЭС.
• 12. Охарактеризуйте принципы устройства ядерного оружия.
• 13. Как классифицируют ядерные взрывы по расстоянию эпицентра от поверхности Земли?
• 14. Расскажите о географическом положении ядерных полигонов.
• 15. Перечислите основные дозообразующие радионуклиды, возникающие при испытаниях ядерного оружия.
• 16. Дайте в общих чертах представление о глобальном загрязнении окружающей среды в результате испытаний ядерного оружия.
• 17. Расскажите о ядерных взрывах в мирных целях. Каково их воздействие на окружающую среду?

• [1] Согласно грубым оценкам активность 1 т «обычного свежего» ОЯТ составляет~40 ПБк. Человек, находящийся на расстоянии в 50 см от 1 кг такого ОЯТ, за 1 ч получит смертельную дозу —10 Гр.
• [2] Заметим, что сжигание органического топлива снижает активность 14С в атмосфере, а работа ядерных реакторов повышает ее.
• [3] Заметим, что сжигание органического топлива снижает активность 14С в атмосфере, а работа ядерных реакторов повышает ее.
• [4] Заметим, что сжигание органического топлива снижает активность 14С в атмосфере, а работа ядерных реакторов повышает ее.
• [5] Заметим, что сжигание органического топлива снижает активность 14С в атмосфере, а работа ядерных реакторов повышает ее.
• [6] Заметим, что сжигание органического топлива снижает активность 14С в атмосфере, а работа ядерных реакторов повышает ее.