Любое производство оставляет после себя отходы. И сферы, использующие свойства радиоактивности, не исключение. Свободное обращение ядерных отходов, как правило, недопустимо уже на законодательном уровне. Соответственно, их необходимо изолировать и сохранять, учитывая особенности отдельных элементов.
Знак, являющийся предупреждением об опасности ионизирующего излучения РАО (радиоактивных отходов)
Радиоактивные отходы (РАО) – это вещества, которые имеют в своем составе элементы, обладающие радиоактивностью. Такие отходы не имеют практической значимости, то есть они непригодны для вторичного применения.
Обратите внимание! Довольно часто используется синонимичное понятие – .
От термина «радиоактивные отходы» стоит различать понятие «отработавшее ядерное топливо – ОЯТ». Отличие ОЯТ от РАО состоит в том, что отработки ядерного топлива после должной переработки могут использоваться повторно в виде свежих материалов для ядерных реакторов.
Дополнительная информация: ОЯТ представляют собой совокупность тепловыделяющих элементов, в основном состоящих из остатков топлива ядерных установок и большого количества продуктов полураспада, как правило, ими являются изотопы 137 Cs и 90 Sr. Их активно используют в работе научных и медицинских учреждений, а также на промышленных и сельскохозяйственных предприятиях.
В нашей стране существует лишь одна организация, которая вправе проводить мероприятия по окончательному захоронению РАО. Это Национальный оператор по обращению с радиоактивными отходами (ФГУП «НО РАО»).
Действия данной организации регламентируются Законодательством РФ (№190 ФЗ от 11.07.2011). Закон предписывает обязательное захоронение радиоактивных отходов, произведённых на территории России, а также запрещает их ввоз из-за рубежа.
Классификация
Классификация рассматриваемого вида отходов включает несколько классов РАО и состоит из:
- низкоактивных (их можно поделить на классы: A, B, C и GTCC (самый опасный));
- среднеактивных (в Соединённых Штатах этот вид РАО не выделяется в отдельный класс, так что понятием пользуются обычно в Европейских странах);
- высокоактивных РАО.
Иногда обособляют ещё один класс РАО: трансурановый. К данному классу принадлежат отходы, характеризующиеся содержанием трансурановых α-излучающих радионуклидов с большими периодами распада и крайне высокими значениями их концентраций. По причине продолжительного периода полураспада этих отходов, погребение происходит гораздо более основательно, нежели изоляция малоактивных и среднеактивных РАО. Предсказать, насколько опасными для экологической обстановки и человеческого организма будут являться данные вещества, крайне проблематично.
Проблема обращения с радиоактивными отходами
Во время функционирования первых предприятий, использующих радиоактивные соединения, было принято считать, что рассеяние некоторого количества РАО на участках окружающей среды допустимо, в отличие от отходов, образующихся в остальных производственных отраслях.
Так, на печально известном предприятии «Маяк» на начальном этапе осуществления деятельности все РАО выводились в ближайшие водные источники. Таким образом, произошло серьезнейшее загрязнение реки Теча и расположенного на ней ряда водоёмов.
Впоследствии выяснилось, что в различных областях биосферы происходит накопление и концентрирование опасных РАО и поэтому простой сброс их в окружающую среду недопустим. Вместе с зараженной пищей радиоактивные элементы поступают в организм человека, что приводит к значительному повышению риска облучения. Поэтому в последние годы активно разрабатываются различные методы сбора, транспортировки и хранения РАО.
Утилизация и переработка
Утилизация радиоактивных отходов может происходить по-разному. Это зависит от класса РАО, к которому они принадлежат. Наиболее примитивной считается утилизация низкоактивных и среднеактивных РАО. Отметим также, что по строению радиоактивные отходы подразделяются на короткоживущие вещества с непродолжительным периодом полураспада и на отходы с долговременным периодом полураспада. Последние относятся к классу долгоживущих.
Для короткоживущих отходов наиболее простым способом утилизации считается их непродолжительное хранение на специально предназначенных площадках в герметичных контейнерах. В течение определённого времени происходит обезвреживание РАО, после чего радиоактивно безвредные отходы могут быть подвержены переработке подобно тому, как перерабатывается бытовой мусор. К таким отходам могут относиться, например, материалы лечебно-профилактических учреждений (ЛПУ). Контейнером для непродолжительного хранения может выступать стандартная двухсотлитровая бочка, изготовленная из металла. Чтобы избежать проникновения радиоактивных элементов из емкости в среду, отходы обычно заливаются битумной или цементной смесью.
На фото обозначены технологии обращения с РАО на одном из современных предприятий России
Утилизация отходов, постоянно образующихся на атомных электростанциях, значительно сложнее в осуществлении и требует применения особых методов, таких как, например, плазменная переработка, недавно реализованная на Нововоронежской АЭС. В этом случае РАО подвергают превращению в вещества, подобные стеклу, которые впоследствии помещаются в контейнеры с целью безвозвратного захоронения.
Такая переработка абсолютно безопасна и позволяет в несколько раз сократить количество РАО. Способствует этому многоступенчатая очистка продуктов сжигания. Процесс может протекать в автономном режиме на протяжении 720 часов, с продуктивностью до 250 кг отходов в час. Температурный показатель в печной установке при этом достигает 1800 0 С. Считается, что такой новый комплекс проработает ещё в течение 30 лет.
Преимущества плазменного процесса утилизации РАО перед прочими, как говорится, налицо. Так, нет необходимости осуществлять тщательную сортировку отходов. Кроме того, многочисленные методы очистки позволяют сократить выделение газообразных примесей в атмосферу.
Радиоактивное загрязнение, могильники радиоактивных отходов в России
В течение многих лет предприятие «Маяк», расположенное в северо-восточной части России, являлось ядерной электростанцией, но в 1957 году там случилась одна из самых катастрофичных ядерных аварий. В результате инцидента в природную среду выделилось до 100 тонн опасных РАО, поразивших огромные по площади территории. При этом катастрофа вплоть до 1980 годов тщательно скрывалась. В продолжение большого количества лет, в реку Карачай производили сбрасывание отходов со станции и с загрязненной окружающей области. Это стало причиной загрязнения водного источника, столь необходимого для тысяч людей.
«Маяк» далеко не единственное место в нашей стране, подверженное радиоактивному загрязнению. Одним из основных экологически опасных объектов в Нижегородской области является участок захоронения радиоактивных отходов, расположенный в 17 километрах от города Семёнов, широко известный также как Семёновский могильник.
В Сибири располагается хранилище, в котором ядерные отходы размещаются уже больше 40 лет. Для хранения радиоактивных материалов там применяют незакрытые бассейны и контейнеры, в которых уже содержится примерно 125 тысяч тонн отходов.
В России вообще обнаружено огромное количество территорий с превышающим допустимые нормы уровнем радиации. В их число входят даже такие крупные города, как Санкт-Петербург, Москва, Калининград и др. Например, в детском саду вблизи института им. Курчатова в нашей столице была выявлена песочница для детей с уровнем радиации в 612 тыс. мР/час. Если бы человек находился на этом «безопасном» детском объекте в течение 1 суток, то он был бы облучен смертельной дозой радиации.
Во время существования СССР, особенно в середине прошлого столетия, опаснейшие радиоактивные отходы могли сваливать в ближайшие овраги, так что образовывалась целая свалка. А с разрастанием городов, в этих зараженных местах строились новые спальные и производственные кварталы.
Оценить, какова судьба радиоактивных отходов в биосфере довольно проблематично. Дожди и ветры активно распространяют загрязнения по всем окружающим территориям. Так, за последние годы значительно возросла скорость, с которой происходит загрязнение Белого моря в результате захоронения РАО.
Проблемы захоронения
В осуществлении процессов хранения и захоронения ядерных отходов сегодня существуют два подхода: локальный и региональный. Захоронение РАО на месте их производства с разных точек зрения очень удобно, однако, такой подход может приводить к росту числа опасных участков захоронения при постройке новых сооружений. С другой стороны, если количество этих мест будет строго ограничено, то возникнет проблема себестоимости и обеспечения безопасных транспортировок отходов. Ведь вне зависимости от того является ли перевозка радиоактивных отходов процессом производства, стоит исключить несуществующие критерии опасности. Бескомпромиссный выбор в этом вопросе сделать довольно сложно, если вообще возможно. В разных государствах такой вопрос решают по-разному и, единого мнения пока не существует.
Одной из главных проблем можно считать определение геологических формаций, пригодных для того, чтобы организовать кладбище радиоактивных отходов. Лучше всего для этой цели подходят глубокие штольни и шахты, использовавшиеся для добычи каменной соли. А также часто приспосабливают скважины на территориях, богатых глиняными и скальными породами. Высокая водонепроницаемость, так или иначе, одна из самых важных характеристик при выборе места захоронения. Своеобразный могильник радиоактивных отходов появляется в местах подземных ядерных взрывов. Так, в штате Невада, США, на участке, послужившем полигоном примерно для 450 взрывов, практически каждый из таких взрывов образовал хранилище высокоактивных ядерных отходов, погребённых в горной породе без каких-либо технических «препятствий».
Таким образом, проблема образования радиоактивных отходов крайне трудна и неоднозначна. Достижения в ядерной энергетике, конечно, приносят человечеству колоссальную выгоду, но при этом и создают множество неприятностей. И одной из главных и нерешенных на сегодняшний день проблем, является проблема захоронения радиоактивных отходов.
Более подробно об истории вопроса, а также о современном взгляде на проблематику ядерных отходов, можно увидеть в специальном выпуске программы «Ядерное наследие» телеканала «Наука 2.0».
В соответствии со статьей 4 «Классификация радиоактивных отходов» федерального закона об обращении с РАО «критерии отнесения твердых, жидких и газообразных отходов к радиоактивным отходам устанавливаются Правительством Российской Федерации ». При подготовке проекта постановления Правительства Российской Федерации о классификации радиоактивных отходов наиболее остро встал вопрос о критериях и численных границах отнесения отходов различного агрегатного состояния к РАО.
В настоящее время участники дискуссии о будущих критериях отнесения отходов к твердым, жидким и газообразным РАО не выработали единого мнения по этому вопросу. Такая ситуация связана с различным отношением к международным рекомендациям и опыту ведущих индустриальных стран мира (США, Франции, Великобритании и т.д.), а также с особенностями российской системы правового регулирования отношений в области обращения с РАО .
В отечественных нормативно-правовых документах и практике их применения численные значения границ отнесения отходов к РАО играют роль «священных чисел», тогда как в рекомендациях международных авторитетных организаций (МАГАТЭ , МКРЗ) они служат лишь ориентирами, определенными с точностью до порядка величины, практическое применение которых направляется здравым смыслом и дифференцированным подходом . В последнем случае принципиально важно только определить границу, выше которой отходы рассматриваются как РАО.
Система классификации твердых РАО, представленная в Руководстве по безопасности МАГАТЭ , определяет диапазон всей деятельности по обращению с такими отходами, направленной на обеспечение долгосрочной безопасности населения.
В соответствии с документами МАГАТЭ «радиоактивные отходы – это отходы, содержащие радионуклиды или загрязненные радионуклидами с концентрацией или активностью выше уровня освобождения от контроля, установленного регулирующим органом». Отходы, содержащие смесь радионуклидов искусственного происхождения, относятся к РАО, если
(1),
где a
i – удельная активность радионуклида i в отходах, Бк/кг;
X
i – удельная активность радионуклида i в отходах, при непревышении которой они могут быть освобождены от регулирующего контроля, Бк/кг.
Регулирующие требования не предъявляются к отходам, содержащим радионуклиды искусственного происхождения, если J ≤ 1.
В отдельных случаях, когда a 1 > X i , в соответствии с принципом оптимизации может быть принят дифференцированный подход, в рамках которого регулирующий орган может решить (если это позволяет национальная регулирующая основа), что оптимальным вариантом является неприменение регулирующих требований к отходам, для которых значение величины J превышает единицу в несколько раз – например, до десяти раз .
Для автоматического вывода из-под регулирующего контроля «умеренных количеств» (максимум порядка одной тонны) твердого материала применяются «уровни изъятия» по удельной активности и активности отдельных радионуклидов, указанные в таблице I-1 приложения I Международных основных норм безопасности .
Следует отметить, что в полном объеме рекомендации МАГАТЭ приняты далеко не во всех развитых странах. Например, системы классификации РАО в США, Франции и Великобритании заметно отличаются от рекомендаций МАГАТЭ, в Великобритании также законодательство, разработанное для РАО, не распространяется на отходы очень низкого уровня активности.
В российских нормативных документах концепция «уровней изъятия» для «умеренных количеств» твердого материала в полной мере не нашла отражения.
В Приложении 3 к ОСПОРБ-99/2010 приведены значения удельной активности техногенных радионуклидов, ниже которых допускается неограниченное использование материалов, независимо от агрегатного состояния (кроме продовольственного сырья, пищевой продукции, питьевой воды и кормов для животных). Но эти удельные активности полностью соответствуют приведенным в документах МАГАТЭ уровням изъятия/освобождения (по удельной активности) от контроля только твердого материала – таким образом, Приложение 3 к ОСПОРБ-99/2010 не может применяться к газообразным и жидким материалам. Поэтому этот документ вызвал резкую критику со стороны Минприроды России, Ростехнадзора и ряда ведущих специализированных организаций (НТЦ ЯРБ, ВНИИАЭС, ИБРАЭ РАН и т.д.), в том числе на заседании Российской научной комиссии по радиологической защите (РНКРЗ).
Согласно сложившейся в России практике, твердые отходы, которые не могут быть освобождены от радиационного контроля, но в которых удельные активности радионуклидов не превышают значений, установленных в Приложении 4 к НРБ-99/2009 , не относятся к РАО. Обращение с такими отходами (очень низкоактивными отходами – ОНАО) регулируется специальными санитарными правилами СП 2.6.6.2572-2010 «Обеспечение радиационной безопасности при обращении с промышленными отходами атомных станций, содержащими техногенные радионуклиды» и руководством Р 2.6.5.04 – 08 «Гигиенические требования к обращению с промышленными отходами на Федеральном государственном унитарном предприятии «Северное федеральное предприятие по обращению с радиоактивными отходами» .
При формальном принятии рекомендаций МАГАТЭ , снижение существующих границ отнесения твердых отходов по удельной активности радионуклидов к ТРО до уровней освобождения от контроля неизбежно приведет к многократному увеличению хранящихся и образующихся на площадках АЭС ОАО «Концерн Росэнергоатом» ТРО и непомерному удорожанию их передачи национальному оператору. Эта проблема еще более усугубится на этапе вывода энергоблоков из эксплуатации.
Принятию решения по новой системе классификации РАО в России должна предшествовать тщательная работа по технико-экономической оценке различных ее вариантов при внедрении на различных предприятиях ядерного топливного цикла. Особое внимание следует уделить сведению к минимуму коррупционной составляющей, так как «цена вопроса» может исчисляться десятками миллиардов рублей. Поэтому процесс подготовки проекта постановления правительства о классификации РАО должен быть максимально прозрачным, к его подготовке и обсуждению необходимо привлечь большое число высококвалифицированных специалистов.
На данном этапе чрезвычайно важно предотвратить поспешное принятие постановления Правительства РФ о классификации РАО.
Твердые радиоактивные отходы
В настоящее время в России твердые отходы по радиационному фактору подразделяются на три группы:
– отходы, освобождаемые от радиационного контроля, которые удовлетворяют условию:
(2),
где Ψ i – удельная активность радионуклида i, при которой допускается неограниченное использование материалов, установлена в соответствии с рекомендациями МАГАТЭ в Приложении 3 к ОСПОРБ-99/2010;
– очень низкоактивные отходы, для которых выполняется условие:
(3),
где МЗУА i – минимально значимая удельная активность радионуклида i, установленная в Приложении 4 к НРБ-99/2009 ;
– радиоактивные отходы, отвечающие условию:
В ОСПОРБ-99/2010 в качестве МЗУА приняты указанные выше «уровни изъятия» для умеренных количеств твердого материала (не более 1 т) по удельной активности, что обеспечивает радиационную безопасность персонала при обращении с РАО. Требование по безопасному захоронению РАО является самостоятельным атрибутом процесса обращения с РАО.
В соответствии с рекомендациями МАГАТЭ , нет необходимости в высокой степени защиты и изоляции таких отходов, они могут размещаться в приповерхностных хранилищах типа свалок с ограниченным регулирующим контролем. Типичные отходы этой категории могут включать грунт и обломки (щебень) с низким содержанием радионуклидов. На АЭС России к ОНАО относятся донные отложения брызгальных бассейнов, илы очистных сооружений хозяйственно-фекальной канализации, иловые отложения градирен, грунт полей фильтрации и т.д. Безопасное обращение (включая захоронение), учет и контроль твердых ОНАО обеспечивается соблюдением соответствующих санитарных правил и руководств .
На 1 января 2012 года на АЭС концерна «Росэнергоатом» накоплено примерно 163000 м 3 твердых радиоактивных отходов, из них низкоактивные отходы составляют около 138300 м 3 . Средняя скорость образования НАО – примерно 5000 м 3 в год, ОНАО – 10000 м 3 в год.
В ОАО «ВНИИАЭС» были рассмотрены два возможных критерия отнесения твердых отходов к РАО:
- I 1 >1 (к ТРО относятся твердые отходы, не подлежащие изъятию или освобождению из-под регулирующего контроля);
- I 2 >1 (граница по удельной активности радионуклидов отнесения твердых отходов к ТРО сохраняется на существующем уровне).
В первом варианте ОНАО являются ТРО. Удельные затраты атомных станций на обращение с ними, включая обязательную передачу национальному оператору некондиционированных РАО, составят не менее $5000 за кубометр. Общие годовые затраты на обращение (включая этап захоронения) с ОНАО АЭС концерна «Росэнергоатом» составят $5*10 7 .
В случае принятия второго варианта ОНАО не попадают под категорию ТРО. Удельные затраты на их захоронение на площадке АЭС в соответствии с санитарными правилами СП 2.6.6.2572-2010 составят около $300 за кубометр (с учетом опыта захоронения нескольких тысяч тонн донных отложений брызгальных бассейнов Балаковской АЭС и илов очистных сооружений ХФК Курской АЭС). Общие годовые затраты составят $3*10 6 .
Таким образом, разница затрат на захоронение ОНАО, образующихся при эксплуатации АЭС концерна «Росэнергоатом», при различных вариантах отнесения твердых отходов к ТРО в год составляет $4,7*10 7 (1,4 млрд рублей на 1 января 2012 года).
Рассмотрим аналогичную зависимость и для обращения с ОНАО, образующимися при выводе АЭС из эксплуатации. Из таблицы 1 видно, что затраты на обращение с ОНАО (включая захоронение) при первом варианте примерно в 17 раз выше, чем при втором варианте.
Таблица 1. Затраты на обращение с ОНАО при выводе АЭС из эксплуатации при различных вариантах отнесения их к ТРО
|
Тип энергоблока |
Затраты на обращение с ОНАО, $ |
|
|
ОНАО – ТРО |
ОНАО – не ТРО |
|
В настоящее время в эксплуатации находятся 11 энергоблоков с РБМК-1000, 11 энергоблоков с ВВЭР-1000 и шесть энергоблоков с ВВЭР-440. Затраты на обращение с РАО (включая захоронение) при выводе этих блоков из эксплуатации в случае принятия первого варианта будут больше примерно на $680 млн (20 млрд рублей в ценах 2011 года), чем при втором варианте
Следует отметить, что разброс в значениях величин МЗУА/ Ψ для различных радионуклидов достигает нескольких порядков. Например, для большого числа радионуклидов (31 Si, 32 P, 38 Cl, 42,43 K, 47 Ca, 47 Sc, 51,52m,56 Mn, 52 Fe, 55,58m,60m,61,62m Co, 89 Sr, 65 Ni и т.д.) эти значения равны 1, для 131 I, 239 Pu, 241 Am – 10, для 60 Co, 90 Sr, 134,137 Cs – 102, для 103 Ru – 103, для 3 H, 14 С – 104. Такой результат является логическим следствием того, что величины МЗУА и Ψ рассчитаны исходя из разных сценариев облучения персонала и населения.
В крайне нежелательных условиях поспешного принятия постановления о классификации РАО предлагается сохранить существующую «концепцию МЗУА» для отнесения твердых отходов к ТРО с последующей ее заменой на более обоснованную концепцию. При этом, c нашей точки зрения, границы отнесения твердых отходов к ТРО по удельным активностям ряда радионуклидов, наиболее значимых при обращении с РАО отечественных АЭС, целесообразно принять отличными от их МЗУА (таблица 2), как это установлено в системе классификации РАО в США.
Таблица 2. Границы отнесения твердых отходов к ТРО по удельной активности радионуклидов
|
Радионуклид |
Трансурановые элементы |
|||||||||
|
Удельная активность, Бк/г |
Жидкие РАО
В настоящее время среди подавляющего числа специалистов существует консенсус относительно представления нижней границы отнесения жидких отходов к ЖРО в единицах уровней вмешательства (УВ) по содержанию отдельных радионуклидов в питьевой воде. В общем случае предлагаемый критерий записывается в виде:
(5),
где q
1 – удельная активность радионуклида i в жидких отходах, Бк/кг;
УВ
i – уровень вмешательства по содержанию радионуклида i в питьевой воде, Бк/кг ;
k – безразмерный коэффициент пропорциональности.
В действовавших раннее ОСПОРБ-99 (до введения ОСПОРБ-99/2010) и действующем документе Ростехнадзора НП 058-04 k = 10. Несостоятельность этой концепции была наглядно показана на заседании РНКРЗ 21 июня 2010 года на примере молочной сыворотки из личных подсобных хозяйств Брянской области, в которой удельная активность 137 Cs иногда превышает 10*УВ (110 Бк/кг). В таких случаях с сывороткой нужно обращаться как с РАО – не сливать в канализацию, а отверждать и отдавать на захоронение, иметь соответствующую лицензию. Поэтому бόльшая часть специалистов, за исключением Минприроды России и Ростехнадзора, предлагает принять k в диапазоне значений от 30 до 100 в зависимости от радионуклида.
Возврат к «концепции 10*УВ» для отнесения жидких отходов к ЖРО выводит часть атомной энергетики России, основанную на энергоблоках с реакторами типа ВВЭР, за пределы правового поля. Дело в том, что в соответствии с физическими принципами (борное регулирование реактивности в двухконтурных водо-водяных ядерных реакторах) фактическая удельная активность трития в дебалансных водах АЭС с ВВЭР достигает нескольких МБк/кг, что в сотни раз превышает соответствующий уровень вмешательства по содержанию трития в питьевой воде (УВT = 7600 Бк/кг), и, согласно современным представлениям, не может быть снижена иначе, чем разбавлением. Это практикуется в порядке исключения на АЭС с реакторами типа PWR в ряде ведущих стран мира, например, в США, но запрещено отечественными санитарными правилами (п. 3.12.10 ОСПОРБ-99/2010).
Действительно, согласно заключению МАГАТЭ , «в легководных реакторах, тритий в виде тритированной воды является важным источником излучения в жидких и газообразных выбросах, сбрасываемых в окружающую среду, так как в настоящее время нет никакого рентабельного метода для того, чтобы выделить его из потока отходов». Это создает проблемы для сброса тритрийсодержащих дебалансных вод АЭС с ВВЭР в водные объекты. В настоящее время консервативная оценка годовой эффективной дозы для критической группы населения за счет такого сброса не превышает нескольких мкЗв, что соответствует безусловно приемлемому радиационному риску для населения (меньше 10 -6 /год) и в соответствии с принципом оптимизации не требует дополнительных мер радиационной защиты.
Теоретически решение «тритиевой проблемы» на АЭС с ВВЭР в случае принятия «концепции 10*УВ» возможно двумя способами:
- выдержкой тритийсодержащих дебалансных вод в специальных резервуарах на промплощадках АЭС в течение нескольких десятков лет до уменьшения содержания в них трития (T1/2 = 12,3 года) на два порядка;
- отверждением таких вод с последующим размещением в пункте захоронения ОНАО в соответствии с санитарными правилами СП 2.6.6.2572-2010 .
Выполненные в ОАО «ВНИИАЭС» оценки показали, что эти работы не только неприемлемы для российской атомной энергетики по затратам, но и необоснованны с позиций оптимизации радиационной защиты. Отверждение и/или выдержка содержащих тритий жидких производственных отходов может привести к росту облучения персонала, но практически не повлияет на радиационные риски для населения в районе размещения АЭС. Радиационный риск для населения при любом варианте обращения с тритийсодержащими дебалансными водами остается очень малым (менее 10 -6 /год).
Радикальным решением «тритиевой проблемы» является отказ от распространения на сбросы в водные объекты ограничения по удельной активности радионуклидов, если их радиационное воздействие не приводит к дозе облучения населения свыше 10 мкЗв в год, при которой радиационный риск для населения является безусловно приемлемым (менее 10 -6 /год). Данное предложение является универсальным и всеобъемлющим, выводит атомную энергетику России из ситуации, когда из-за формального превышения границы отнесения жидкостей к ЖРО, даже в условиях соблюдения предельно жесткого дозового ограничения на сброc, эксплуатация АЭС с ВВЭР становится нелегитимной. Между тем, согласно Международным основным нормам безопасности, действующим санитарным правилам и нормам, регулирующие требования не распространяются на источники излучения, создающие годовую эффективную дозу не выше 10 мкЗв.
Решение «тритиевой проблемы» может быть также основано на рекомендациях МАГАТЭ по применению регулирующим органом дифференцированного подхода к реализации системы обеспечения защиты и безопасности, в соответствии с которыми «применение регулирующих требований должно быть соразмерно радиационным рискам, связанным с ситуацией облучения». Очевидно, что дифференцированный подход позволяет исключить введение дополнительных ограничений на сброс (в том числе по удельной активности трития), радиационное воздействие которого на население не превышает минимально значимую дозу (10 мкЗв/год), установленную в НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 в качестве нижней границы дозы при оптимизации радиационной защиты населения.
Следовательно, применение к сбросу трития с очищенными дебалансными водами АС «концепции 10*УВ» является необоснованным.
На основании изложенного, предлагается дополнить проект постановления Правительства Российской Федерации о классификации РАО примечанием следующего содержания: «критерии отнесения жидких отходов к ЖРО не распространяются на сбросы техногенных радионуклидов в окружающую среду при условии их осуществления в соответствии с нормативами допустимых сбросов, рассчитанными исходя из дозы облучения лиц из критической группы населения 10 мкЗв в год и разрешительными документами, оформленными в соответствии с законодательством Российской Федерации».
Такое решение полностью соответствует руководству МАГАТЭ № WS-G-2.3 «Регулирующий контроль радиоактивных сбросов в окружающую среду» и требованию 31 «Радиоактивные отходы и сбросы» Международных основных норм безопасности.
Газообразные РАО
Во многих странах мира в качестве границы отнесения газообразных отходов к радиоактивным, выброс которых в атмосферу запрещен, принимается допустимая для человека объемная активность (ДОА) в воздухе. Вопрос состоит в том, с каким человеком (работником или представителем населения) ассоциировать эту величину.
Указанный критерий на основе ДОА нас, на чем настаивает Минприроды России, не может быть признан подходящим для России по двум причинам. В этом случае следует принять ДОА перс =ДОА нас, так как иначе следует разрешить персоналу дышать газообразными радиоактивными отходами (ДОА перс >> ДОА нас). Достигнутый уровень радиационной безопасности на АЭС ОАО «Концерн Росэнергоатом» не позволяет гарантировать такое качество воздуха в рабочих помещениях, особенно при выполнении персоналом ремонтных работ. Это требование еще более проблематично выполнить на других предприятиях отрасли. Предлагается в качестве границы отнесения газообразных отходов к радиоактивным принять значения ДОА перс, установленные для отдельных радионуклидов (кроме инертных радиоактивных газов, ИРГ) в Приложении 1 к НРБ-99/2009.
Кроме того, установление предельного значения объемной активности выбросов на уровне ДОА нас может создать реальные трудности как для действующий, так и для новых АЭС: нормативы допустимых выбросов (ДВ) соблюдаться не будут, при этом фактический радиационный риск для населения в районах расположения АЭС будет безусловно приемлемым (менее 10-6 год-1). Для большинства других предприятий ЯТЦ это требование будет невыполнимо без огромных капитальных затрат на реконструкцию систем очистки.
Допустимая объемная активность радионуклидов выброса должна определяться не по отношению к газообразным РАО, а согласно нормативу ДВ, как это было регламентировано в п. 3.12.5 ОСПОРБ-99: «Газообразные радиоактивные отходы подлежат выдержке и (или) очистке на фильтрах с целью снижения их активности до уровней, регламентируемых допустимым выбросом, после чего могут быть удалены в атмосферу».
Заключение
При всем разнообразии существующих мнений, высказываемых участниками дискуссии в отношении возможных схем классификации РАО, границы отнесения отходов различного агрегатного состояния к РАО так или иначе предлагается устанавливать на основе удельных активностей техногенных радионуклидов, при которых допускается неограниченное использование материалов (Приложение 3 к ОСПОРБ-99/2010), МЗУА (Приложение 4 к НРБ-99/2009), УВ (Приложение 2а к НРБ-99/2009) и ДОА (Приложение 1 и 2 к НРБ-99/2009).
Указанные величины являются допустимыми уровнями монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или вида внешнего облучения), являющимися производными от основных пределов доз. Они достаточно часто претерпевают изменения ввиду уточнения радиобиологических моделей и дозиметрической базы. В этой связи в постановлении Правительства РФ о классификации РАО необходимо указать, что значения этих величин устанавливаются санитарными правилами и нормами.
При установлении границ отнесения отходов различного агрегатного состояния к РАО следует исходить из рационального использования ресурсов, направляемых на решение проблемы захоронения радиоактивных отходов в России, при безусловном соблюдении современных требований безопасности персонала, населения и окружающей среды. В условиях ограниченных ресурсов и огромного объема РАО их искусственное увеличение за счет необоснованного снижения границ отнесения отходов к РАО неизбежно приведет к распылению сил и средств, нарастанию, а не решению проблем. Очевидно, что в этом случае освоение бюджета будет происходить путем дорогостоящего захоронения отходов, содержащих неопасные количества радионуклидов. Поэтому решения по указанным границам должны быть выверены и хорошо обоснованы с учетом разнородных факторов.
Авторы
 |
Литература
1. Федеральный закон от 11.07.2011 № 190-ФЗ «Об обращении с радиоактивными отходами и о внесении изменений в отдельные законодательные акты Российской Федерации».
2. «Уголовный кодекс Российской Федерации» от 13.06.1996 № 63-ФЗ (ред. от 07.12.2011), с изменениями и дополнениями вступающими в силу с 19.12.2011.
3. International Atomic Energy Agency. Safety Standards Classification of Radioactive Waste, General Safety Guide, No. GSG-1, IAEA, Vienna, 2009.
4. Глоссарий МАГАТЭ по вопросам безопасности. Терминология, используемая в области ядерной безопасности и радиационной защиты. – 2007.
5. Проект Требований безопасности: Радиационная защита и безопасность источников излучения: Международные основные нормы безопасности Пересмотренное издание Серии изданий МАГАТЭ по безопасности, № 115.
6. International Atomic Energy Agency. Application of the Concepts of Exclusion, Exemption Clearance, Safety Guide No.RS-G-1.7, IAEA, Vienna, 2004.
7. International Atomic Energy Agency. Derivation of Activity Concentration Levels for Exclusion, Exemption and Clearance, draft report, IAEA, Vienna, 2004.
8. СП 2.6.1.2612-10 Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99).
9 СанПиН 2.6.1.2523-09 Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009).
10. СП 2.6.6.2572-2010 Санитарные правила «Обеспечение радиационной безопасности при обращении с промышленными отходами атомных станций, содержащими техногенные радионуклиды».
11. Р 2.6.5.04 – 08. Руководство «Гигиенические требования к обращению с промышленными отходами на Федеральном государственном унитарном предприятии «Северное федеральное предприятие по обращению с радиоактивными отходами» (Р ОНАО СевРАО-08).
12. НП 058-04. Безопасность при обращении с радиоактивными отходами. Общие положения.
13. International Atomic Energy Agency. Radiation Protection Aspects of Design for Nuclear Power Plants, Safety Guide No.NS-G-1.13, IAEA, Vienna, 2005.
14. Приложение к письму ОАО «Концерн Росэнергоатом» в адрес директора проектного офиса «Создание системы обращения с РАО» Госкорпорации «Росатом» (исх. № 9/04/1439 от 21.03.2012).
15. International Atomic Energy Agency. Regulatory Control of Radioactive Discharges to the Environment, Safety Guide No. WS-G-2.3, IAEA, Vienna (2000).
В течение ряда лет во многих странах распространенной практикой был сброс жидких и твердых радиоактивных отходов в моря и реки. Жидкие радиоактивные отходы затапливали упакованными в контейнеры или сбрасывали в естественные водоемы по трубопроводам. США и страны Западной Европы затапливали свои радиоактивные отходы (РАО) в северо-восточной части Тихого океана, в северо-восточном и северо-западном секторах Атлантики.
К существенным загрязнениям морской среды привела работа западноевропейских предприятий, перерабатывающих отработанное ядерное топливо (ОЯТ). Наибольшее значение имеют два британских предприятия (Селлафилд и Доунрей) и французское «Кожема», расположенное на мысе Аг (рис. 2.8). Так, находящийся на восточном побережье Ирландского моря комплекс Селлафилд с 1951 г. проводит плановые сбросы низкоактивных жидких отходов по трубопроводам в Ирландское море. Два других крупных европейских предприятия внесли существенно меньший вклад в загрязнение окружающей среды искусственными радионуклидами (в сумме 2,3% по а-излучателям и 12% по (1-излучателям, не
Рис. 2.8. Европейские предприятия по переработке ядерного топлива: 1 - Селлафилд, 2 - мыс Аг, 3 - Доунрей считая тритий, от общего количества, сброшенного европейскими предприятиями до конца 1984 г.).
На рис. 2.9 представлены изменения годового сброса 137 Cs предприятием в Селлафилде. Максимальный сброс по р-излучающим радионуклидам пришелся на 1975 г. (9 ПБк), а по а-излучателям - на 1973 г. (180 ТБк). Общая активность сбросов за 1952-1994 гг. оценивается в 39 ПБк 3 Н, 41 ПБк 137 Cs, 6 ПБк l34 Cs, 6 ПБк 90 Sr, 120 ТБк 238 Ри, 610 ТБк 239,240р 1(
Дальнейшая миграция радионуклидов, сбрасываемых в Ирландское море и Ла-Манш, определяется преобладающими течениями. Огибая Великобританию с юга и востока, радионуклиды поступают в Северное море, далее через Датские проливы проникают в Балтику. Значительная часть радионуклидов движется вдоль северо-западного побережья Норвегии, где делится на две основные ветви, одна из которых направляется к западу от Шпицбергена, другая - в сторону Баренцева моря. По усредненным оценкам, время переноса радионуклидов с водными массами из Селлафилда в Баренцево и Карское моря составляет 5-6 лет .
Советский Союз использовал в качестве мест захоронения радиоактивных отходов военно-морского и гражданского атомных флотов Карское и Баренцево моря и моря Дальнего Востока. Так, в заливе Абросимова (восточное побережье Новой Земли) с 1965 г. было затоплено три реактора с ОЯТ, пять реакторов без топлива, четыре судна и большое количество стальных контейнеров с РАО (рис. 2.11). В заливе Цивольки в 1967 г. была
Рис. 2.9. Годовые сбросы 137 Cs в Ирландское море комплексом Селлафилд
Рис. 2.10. а - 129 1, 1990-1997 гг., б - "Тс, 1978-1997 гг. , в - 237 Np, 1978-1997 гг., г - сумма а-излучающих изотопов плутония, 1978-1997 гг.
сброшена экранная сборка ледокола «Ленин», содержащая отработанное ядсрнос топливо. В 1981 г. в заливе Степового была затоплена АПЛ К-27 с двумя загруженными топливом реакторами. Во внутренней части этого залива были затоплены контейнеры с РАО. Захоронение твердых отходов осуществляли также в Новоземельской впадине и вблизи острова Колгуев. Глубина мест затопления РАО в Карском море не превышала 380 метров, что противоречило требованиям Лондонской конвенции . Оценки общего количества радионуклидов, сброшенных в Карское и Баренцево моря, противоречивы .
С 1992 г. был проведен ряд российско-норвежских морских экспедиций с целью исследования затопленных объектов в Карском море и выявления возможных утечек радионуклидов. К сожалению, в результате работ удалось определить местоположение лишь части объектов. Так, до сих пор
Рис. 2.11. Схема расположения мест захоронения РАО в Карском и Баренцевом морях: 1 - Новоземельская впадина,
- 2 - залив Абросимова, 3 - залив Степового, 4 - залив Цивольки,
- 5 - залив Ога, 6 - залив Седова, 7 - залив Благополучия,
- 8 - залив Течений, 9 - вблизи о. Колгуев
не обнаружен реактор ледокола «Ленин» . О наличии утечек искусственных радионуклидов свидетельствует высокое содержание техногенных радионуклидов (137 Cs, 60 Со, 239 - 240 Pu, 90 Sr) в донных осадках вблизи затопленных объектов. Однако загрязнение окружающей среды носит локальный характер. Так, средний уровень содержания радионуклидов в воде и осадках залива Абросимова на некотором удалении от затопленных объектов соответствует открытой части Карского моря, тогда как вблизи затопленных контейнеров содержание l37 Cs в донных осадках достигает 31 кБк/кг . Таким образом, утечки за пределы контейнеров очевидны (рис. 2.12).
Неравномерное распределение радиоактивности в донных осадках (как по вертикали, так и по горизонтали) говорит о присутствии «горячих» частиц, что подтверждается данными авторадиографии и другими методами. Последовательным выщелачиванием показано, что основная часть цезия-137 прочно связана с твердой фазой, тогда как 40% строн- ция-90 находится в относительно подвижной форме. Была исследована
Рис. 2.12.
- 1,2 - затопленные реакторы, 3, 4, 6 - затопленные суда,
- 5 - контейнеры с РАО }