Современная экологическая обстановка в отдельных странах и регионах оставляет желать лучшего. Миссия нашего сайте — обеспечить русскоязычных жителей планеты Земля актуальной информацией о защите окружающей среды, экологической безопасности и экологии в целом.

Полезные ресурсы и публикации:
-

Ю.А. Александров
Основы радиационной экологии

Учебное пособие. – Йошкар-Ола: Мар. гос. ун-т, 2007. – 268 с.

Предыдущая

Раздел 2. Источники ионизирующих излучений и загрязнений окружающей среды радиоактивными веществами

2.3. Искусственные источники ионизирующих излучений и их характеристика

2.3.3. Атомная энергетика

В 2001 году в мире работало 430 атомных энергетических установок, производящих около 20% электроэнергии. По количеству атомных электростанций первое место занимает Западная Европа, за которой следуют США и Канада. В России работает 10 атомных электростанций с 30 промышленными реакторами суммарной мощностью 21242 Мвт. Из них 29 реакторов на медленных нейтронах (типа ВВЭР и РБМК) и один реактор на быстрых нейтронах. Для обеспечения этих АЭС ядерным топливом необходимо ежегодно 3600 тонн природного урана. По данным МАГАТЭ (Международное Агентство по атомной энергии) в 1995 г. доля ядерной энергетики в мировом электроснабжении составила 20%. Во Франции и Бельгии АЭС вырабатывают 70-80% электроэнергии, в Швеции-50%, США – 17%, Канаде – 15%, Южной Корее – 53%, на Тайване – 48,5%, в России – 13%.

В 1954 году в Обнинске была введена в строй атомная электростанция (АЭС) мощностью 5 МВт, а в  1956 г. в Англии запущена АЭС мощностью 64 МВт.

Вторая половина XX столетия характеризуется постепенным и неуклонным нарастанием роли электроэнергии, вырабатываемой на атомных электростанциях. Причем отношение к ядерной энергетике в промышленно развитых странах неодинаково и определяется целиком наличием природных ресурсов горючих полезных ископаемых. Атомная энергетика включает в себя урановые рудники, металлургические предприятия по получению обогащенного ядерного топлива, заводы по очистке урановых концентратов и изготовлению ТВЭЛ-ов (тепловыделяющих
элементов), предприятия по утилизации ядерных отходов.

На протяжении всей этой технологической цепочки образуются твердые, жидкие, газообразные отходы.

Схема технологической цепочки представлена на рисунке 5.

Принципиальная схема уран-графитового атомного реактора для получения электроэнергии состоит в следующем (рис. 6).

В герметическом цилиндрическом стальном корпусе помещен графит в виде кирпичной кладки. Промежутки кладки заполнены газом гелием для того, чтобы графит во время работы реактора не выгорал. В центральной части графитовой кладки размещены каналы, куда помещается ядерное горючее в виде ТВЭЛ-ов (тепловыводящих элементов). Последние представляют собой трубки из циркониевого сплава, в которые помещены таблетки из окиси урана (UO2). ТВЭЛ-ы помещаются в виде сборок по 18 трубок в каждой сборке.

Рис. 5. Основные технологические этапы получения и использования

атомной энергии

Урановые стержни омываются теплоносителем – проточной водой или жидким натрием, циркулирующим по каналам (радиаторам). Теплоноситель передает тепло в парогенератор. Пар из парогенератора под высоким давлением поступает в турбину, которая связана с генератором тока. Отработанный пар собирается в конденсаторе и снова направляется в парогенератор.

Реактор размещается на бетонном основании и окружен для защиты от ядерных излучений метровым слоем воды и бетонной стеной толщиной 3 метра. Объем активной зоны реактора около 700 кубических метров.

В первом советском атомном реакторе находилось 550 кг окиси урана, содержание урана-235 в которой искусственно доведено до 5% (против 0,7% в природном уране).

Управление процессом деления происходит с помощью регулирующих стержней, сделанных из материалов, хорошо поглощающих нейтроны (кадмий, бор). Когда такой стержень введен в активную зону реактора, цепной процесс деления замедляется, так как избыток нейтронов поглощается указанными элементами. При выдвигании стержня из реактора цепная реакция усиливается, вследствие увеличения количества действующих нейтронов.

При делении ядер урана образуются быстрые нейтроны. Большинство же функционирующих в настоящее время атомных котлов работают на медленных нейтронах. Замедление нейтронов происходит за счет графитовой кладки реактора.

На АЭС с водяным теплоносителем основной источник радиации – это вода первого контура. Расход воды на охлаждение реактора достигает 70-90 м3/с, поэтому система охлаждения представляет собой замкнутый цикл. Тем не менее периодически из системы реактора приходится отводить радиоактивные сточные воды и газы. Они предварительно направляются в систему очистки, где выдерживаются до распада короткоживущих радионуклидов, и только после этого выбрасываются в окружающую среду.

Основную дозу в выбросах составляют продукты деления ядерного горючего: радиоизотопы йода, цезия, стронция, церия, циркония, марганца, железа, а также тритий и радиоактивные газы – радон, ксенон и криптон. Система очистки сточных вод такова, что в водоемы поступает вода с содержанием радиоизотопов, не превышающим допустимый уровень для питьевой воды. При этом радиационное состояние воздушной и водной среды контролируется сетью постов службы дозиметрии. На этих постах производят также отбор проб почвы и растительности.

Описание: Рис

Рис. 6.  Принципиальная схема атомной электростанции:

1 – ядерное горючее с замедлителем; 2 – аварийные стержни; 3 – регулирующие стержни;
4  –  отражатель нейтронов;    5  –  бетонная защита от радиации;     6  –  теплоноситель;
7 – парогенератор; 8 – паровая турбина; 9 – генератор тока; 10 – конденсатор пара

Таким образом, при отсутствии аварий и хорошей радиационной защите такое производство заметного влияния на окружающую среду не оказывает.

В настоящее время на российских атомных электростанциях применяются реакторы, работающие на медленных нейтронах (типа ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор и РБМК – реактор большой мощности канальный). Они предназначены лишь для получения электроэнергии и носят название тепловых. В качестве теплоносителя в них выступает вода.

АЭС на тепловых (медленных) нейтронах имеет недостаток – в них используется обогащенная урановая руда. Это не экономично, поскольку в данном случае ядерное топливо используется не полностью, так как сгорает только уран-235, которого в руде очень мало (около 0,7% от общего объема урана). Поэтому в новых реакторах типа БН в качестве бомбардирующих частиц используются быстрые нейтроны (отсюда и название реактора), с помощью которых из урана-238 (составляющего основную часть ядерного топлива) получают плутоний по следующей схеме:

Реакция идет довольно быстро, поскольку периоды полураспада промежуточных веществ небольшие (Тфиз. урана-239 = 23 мин, а нептуния-239 = 2,33 сут.). Это позволяет вовлечь в топливный цикл весь естественный уран, а не только уран-235. На Белоярской АЭС в качестве третьего блока служит крупнейший в мире реактор на быстрых нейтронах – БН-600. Его тепловая мощность 1470 МВт, а электрическая – 600 МВт.

В атомных реакторах на быстрых нейтронах можно получить еще один вид ядерного горючего – уран-233 при бомбардировке нейтронами природного тория-232:

В реакторах на быстрых нейтронах теплоносителем является жидкий натрий, который нагревается до температуры в несколько сотен градусов. В большинстве реакторов этот теплоноситель находится под высоким давлением, что является потенциальной опасностью разгерметизации тепловой системы. Последнее неминуемо приведет к повышению температуры, саморазгону реактора и, в конечном счете, – к аварии. Кроме того, жидкий натрий – взрывоопасный и пожароопасный материал.

Среди множества проблем, связанных с эксплуатацией атомных реакторов, одна из главных – проблема выемки отработанного ядерного топлива. По мере работы реактора масса ядерного горючего в нем уменьшается. Одновременно с этим растет количество осколков отделения ядер урана или плутония, которые начинают мешать нормальному процессу цепной реакции, так как ядра осколков захватывают необходимые для этого нейтроны. По мере «выгорания» ядерного топлива его необходимо заменять новым. Процедура выемки отработанного ядерного горючего из активной зоны реактора непростая. В отличие от безобидных материнских ядер урана и плутония, осколки деления сильно радиоактивны, так как преперпевают бета-распад, сопровождающийся мощным гамма-излучением.

По состоянию на 2002 год в России эксплуатируется 29 ядерных энергоблоков общей установленной мощностью 21,2 Гвт (табл. 17), в т.ч.:

водо-водяные (ВВЭР) – 13;

канальные (РБКМ-1) – 11;

водо-графитовые (ЭГП) – 4;

на быстрых нейтронах (БН-60) – 1.

В современный период достраиваются 5 энергоблоков:

водо-водяные (ВВЭР) – 4 (Ростовская, Калининская, Балаковская АЭС);

канальные (РБКМ-1) – 1  (Курская АЭС).

Несмотря на высокую настороженность общественности и правительства ряда стран (США, Швеция), атомная энергетика имеет устойчивую тенденцию к развитию: в 1984 году в мире насчитывалось 345 атомных энергоблоков, в 1986 году – 417, в 1988 году – 426, в 1994 году – около 500. В настоящее время 17% всей электроэнергии в мире вырабатывается на АЭС, а в ряде стран, таких как Бельгия и Франция, эта доля достигает 50-75%.

Работа АЭС требует добычи урановой руды, ее переработки в обогащенное ураном-235 ядерное топливо, производства тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ-ов), переработки отработанного топлива для последующего использования извлеченного делящегося материала, переработки и захоронения образующихся радиоактивных отходов. Перечисленные стадии входят в так называемый ядерный топливный цикл. К ним добавляется также транспортировка радиоактивных материалов для обеспечения всех этих стадий.

Таблица 17 – Атомные электростанции России

Примечания. ACT – атомная станция теплоснабжения; ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор; РБМК – реактор большой мощности канальный; БН – реактор на быстрых нейтронах; ЭГП – реактор энергетический графитовый паровой; ВПБЭР – водяной повышенной безопасности энергетический реактор;       

* оба первого поколения;

** в том числе два реактора первого поколения.

При нормальной работе реакторов постоянно накапливаются радиоактивные отходы. Источником жидких отходов может быть вода или растворы, применяемые для охлаждения реактора, а также растворы, образующиеся при дезактивации оборудования и помещений. Кроме того, при работе реактора могут накапливаться и газообразные, и твердые радиоактивные вещества. Все эти отходы после концентрирования подвергаются захоронению в специальных могильниках, а вода, сливаемая в канализацию, – предварительной очистке в отстойниках и специальных очистных сооружениях.

Несмотря на то, что радиационная опасность эксплуатации объектов атомной энергетики существенно преувеличивается, благодаря разработке всесторонней системы обеспечения радиационной безопасности атомная промышленность и энергетика во всем мире относятся к отраслям деятельности человека с малой опасностью для жизни. Так, по данным НКДАР ООН, за период с 1945 по 1992 годы вклад ядерной энергетики в формирование коллективной эффективной дозы облучения населения всего земного шара составил 2,4 млн чел.-Зв, а дополнительный вклад тяжелых радиационных аварий – 0,6 млн чел.-Зв, то есть почти в 1100 раз меньше, чем вклад облучения от источников естественного фона (табл. 18).

Таблица 18 – Коллективная эффективная доза облучения населения 
за период с 1945 по 1992 годы

Источник облучения

Коллективная
эффективная доза, млн чел.-Зв

Естественные источники                        

650

Медицинское облучение:

– диагностика                           

– терапевтические процедуры                   

90

75

Испытания ядерного оружия                    

30

Ядерная энергетика                          

2,4

Радиационные аварии                       

0,6

Профессиональное облучение                   

0,6

После 1992 года данные вследствие аварии на Чернобыльской АЭС несколько изменились, они представлены в таблице 19.

Таблица 19 – Эффективные эквивалентные дозы человека от искусственных источников

Источники радиации

Среднемировые данные

Россия

мЗв/год

%

мЗв/год

%

Рентгенодиагностика

1,000

93,5

1,200

94

Радионуклидная диагностика

0,050

4,7

0,030

2,3

Испытание ядерного оружия

0,015

1,4

0,020

1,6

Ядерная энергетика

Последствия аварии в ЧАЭС

0,030

2,3

Профессиональное облучение

0,004

0,4

0,003

0,2

ИТОГО

1,069

100

1,283

100

Вопрос о широком использовании альтернативных источников весьма спорный, поскольку одни источники не в состоянии обеспечить промышленность и транспорт достаточным количеством энергии (ветровые установки), другие – даже более опасны, нежели атомная энергетика (например, геотермальные воды всегда являются высокорадиоактивными). С другой стороны, попытки заменить атомную энергетику старыми традиционными источниками (уголь, нефть, газ) приводят к необходимости добывать дополнительно только угля 630 млн тонн. Кроме того, выработка аналогичного количества энергии старыми методами приведет к дополнительному выбросу в атмосферу 2 млрд т диоксида углерода, 30 млн т оксида азота, 4 млн т летучей золы, 70 тыс. т альдегидов и углеводородов, 12,2 тыс. т оксида углерода. Все это в течение 50-100 лет привело бы к повышению температуры воздуха на Земле на 3-8°С вследствие парникового эффекта, вызванного загрязнением атмосферы.

Следует, однако, заметить, что и эксплуатация АЭС сопряжена с определенной степенью социального, экономического и экологического риска, а также риска ухудшения здоровья людей вследствие возникновения крупных радиационных аварий.

В таблице 20 приведены характеристики основных поступлений искусственных радионуклидов в атмосферу с 1946 по 1986 год.

Таблица 20Основные источники поступления искусственных 
радионуклидов в атмосферу с 1946 по 1986 год

2.3.3.1. Экологические проблемы, возникающие в условиях нештатной (аварийной) работы радиационно-опасных объектов

Шкала радиационной опасности  МАГАТЭ (1989 г., внедрение в России с 1990 г.) включает пять уровней опасности работы атомных электростанции:

1 уровень – незначительные происшествия на АЭС;

– происшествия средней тяжести;

– серьезные происшествия;

(первые 3 происшествия, инциденты);

2 – аварии в пределах АЭС;

3 – аварии с риском для окружающей среды;

4 – тяжелые аварии;

5 – глобальная авария (катастрофа);

(последние три – аварии).

На территориях, подвергшихся радиоактивному загрязнению в результате аварий на объектах предприятий ядерного топливного цикла, эффективная доза облучения людей определяется преимущественно поступившими в окружающую среду долгоживущими радионуклидами. Поэтому целесообразно радиоэкологические проблемы таких территорий рассматривать отдельно от радиоэкологических проблем, актуальных в условиях штатной работы объектов ядерной энергетики.

В результате аварии на ядерной энергетической установке возможно образование больших очагов радиоактивного загрязнения не только на территории предприятия, но и за пределами его санитарно-защитной зоны. В зависимости от мощности реактора, продолжительности радиоактивного выброса, особенностей метеорологической обстановки в момент аварии, очаг радиоактивного загрязнения может захватить территорию целого региона или даже выйти за национальные границы. Степень радиационной опасности для населения при аварии определяется количеством и радионуклидным составом выброшенных в окружающую среду радиоактивных веществ, расстоянием от источника радиоактивного выброса до населенных пунктов, характером их застройки и плотностью населения, метеорологическими условиями во время аварии, сезоном года, характером сельскохозяйственного использования территории, водоснабжения и питания населения.

Радиационная авария происходит при нарушении пределов безопасной эксплуатации  АЭС и другого оборудования с выходом радионуклидов за предусмотренные границы в количествах, превышающих значения, установленные для нормальной эксплуатации. Нормы радиационной безопасности 1999 г. (НРБ-99) определяют радиационную аварию как потерю управления источником ионизирующего излучения, вызванную неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей выше установленных норм или радиоактивному загрязнению окружающей среды.

Хотя нет международного соглашения по критериальным значениям риска, вероятность возникновения радиационных аварий, по данным различных авторов, в настоящее время оценивается как 10-5-10-7  случаев на 1 реактор в год. Причем вероятность аварии с разрушенем активной зоны составляет 5´10-6 случаев на 1 реактор в год, а с разрушением защитной оболочки и выбросом радиоактивных продуктов деления в 6 раз реже: 0,8´10-6  случаев на 1 реактор в год. Учитывая, что мировой опыт использования атомной энергии составляет 4600 реакторов-лет за 40-50 лет их эксплуатации, развитие серьезных радиационных аварий, по различным расчетам, следует ожидать каждые 50-3000 лет. При этом число людей, пострадавших при радиационных авариях, может быть различным, в том числе, как показал опыт аварии на ЧАЭС, и очень большим. К настоящему времени накоплен большой опыт эксплуатации АЭС в условиях радиационной безопасности. К сожалению, имеется также немалое количество радиационных аварий и опыт ликвидации их последствий.

С 1944 по 1986 годы в мире произошло 296 аварийных радиационных ситуаций, связанных с выбросом радиоактивных веществ и облучением людей. Самые крупные из них были в Северной Англии (Уиндскейл, 1957), в США (Три-Майл-Айленд, 1979) и в Бразилии (Гайана, 1982). Последствия радиационных инцидентов испытал 1371 человек, облучились в высоких дозах 633 человека, погибли 37 человек. Из 296 зарегистрированных аварийных ситуаций только 8 приходятся на АЭС, 209 – на различные атомные установки, 69 – на работу с радионуклидами, 10 – на исследовательские сборки (кроме аварии на корабельных атомных энергетических установках).

Первой серьезной радиационной аварией считается произошедший в 1952 году в Чолк-Риверской ядерной лаборатории (Канада) инцидент на исследовательском реакторе. К счастью, радиоактивных веществ в окружающую среду выделилось мало, а летальных исходов не было.

В 1953 году в Арагонской национальной лаборатории (США) экспериментальный реактор был доведен до сверхкритического состояния. Температура резко повысилась, ТВЭЛ-ы расплавились, произошло бурное парообразование из-за соприкосновения воды замедлителя с раскаленным металлом. В результате произошел выброс продуктов деления в окружающую среду. Радиоактивные вещества были разбросаны на значительные расстояния, и возникла опасность радиационного поражения населения.

В октябре 1957 года произошел пожар в активной зоне ядерного реактора на АЭС в Уиндскейле (Англия). Это привело к неконтролируемому выходу радиоактивных веществ, преимущественно йода, в атмосферу. Существенно загрязненной оказалась территория размером 20 км ´ 25 км, мощность дозы на которой составила около 85 мР/ч. Впоследствии загрязнение было обнаружено в Англии, Уэльсе и некоторых районах Северной Европы. Радиоактивный йод-131 был основным радионуклидом, формировавшим дозу в щитовидной железе и большую часть эффективной дозы. Существенный вклад в дозу внесли также полоний-210 и цезий-137. В результате этой аварии 13 человек погибли, а 260 человек получили лучевые поражения различной степени тяжести.

В 1961 году в штате Айдахо (США) произошла авария на испытательной установке экспериментального реактора. Радиоактивных веществ выделилось мало, но имелось два летальных исхода.

В 1970 году произошла авария на АЭС Индиан-Поинт-1. В трубе бойлера образовалась течь, сквозь которую радиоактивные отходы попадали в окружающую среду. Скорость их утечки составляла 20 л/ч. Прокуратура штата Нью-Йорк потребовала возмещения ущерба в размере 5 млн долл. за нарушение экологического баланса р. Гудзон, в результате которого дважды в течение зимы 1969-1970 годов происходила массовая гибель рыбы.

В декабре 1970 года на АЭС в г. Сакстоне произошла радиационная авария, в результате которой в течение 72 мин в окружающую среду было выброшено 7,289´1011 Бк (19,7 Ки) радиоактивных газов. Максимальная концентрация ксенона-133 и ксенона-135 составила 43,66 Бк/м3 (1,2 нКи/м3).

В марте 1979 года произошла авария на энергетическом реакторе PWR (ВВЭР) АЭС в Три-Майл-Айленде (США, штат Пенсильвания). Она квалифицировалась как одна из наихудших на протяжении 22-летней истории ядерной энергетики США. Основными причинами аварии были неисправности питающих водяных насосов и систем контроля, ошибки оператора в управлении системой аварийного охлаждения. Произошло расплавление оболочек почти у 50% ТВЭЛ-ов и около 70% продуктов деления, накопленных в активной зоне реактора, перешло в теплоноситель первого контура. В результате мощность экспозиционной дозы внутри корпуса, в котором заключены реактор и система охлаждения первого контура, достигла 80 Р/ч, а во вспомогательных помещениях – 10 Р/ч. Однако система герметизации и очистки послужила барьером, который воспрепятствовал выходу в окружающую среду значительных количеств радиоактивных веществ, представляющих опасность для населения. Кроме того, произошло два выброса в атмосферу, в результате которых в окружающую среду было выделено около 9,25×1010 МБк (2,5 МКи) радиоактивных благородных газов и 5,55×1011 Бк (15,6 Ки) радиоактивного йода. В результате этой аварии средняя индивидуальная доза, полученная населением, проживающем на расстоянии 7,5; 13 и 80 км, за весь период аварии составила 0,84; 0,71 и 0,01 мЗв (84, 71 и 1 мбэр), соответственно, и ни у кого не превысила 1 мЗв (100 мбэр). Средняя доза, полученная населением, была равна 0,02 мЗв (2 мбэр) при годовом пределе дозы для этой категории – 5 мЗв (500 мбэр). Проверка на счетчике излучений 721 человека из населения, проживающего в пределах 5-километровой зоны, не подтвердила инкорпорирования радионуклидов в организм этих лиц. Таким образом, даже вблизи АЭС не была превышена доза облучения, обусловленная естественным радиационным фоном (2,23 мЗв). Аварию локализовали в течение 1,5 сут., однако почти 1,5 млн человек на несколько суток покинули свое жилье, 1 человек погиб и около 100 было госпитализировано.

На территории бывшего СССР только за последние пятьдесят лет произошло 176 радиационных инцидентов, в результате которых у 568 человек развились разнообразные формы лучевой патологии, а у 344 человек была диагностирована острая лучевая болезнь.

Наиболее крупной радиационной аварией в истории человечества стала авария на Чернобыльской АЭС. По данным различных авторов, число людей, испытавших последствия аварии на Чернобыльской АЭС, составило от 130 до 250 тыс. человек, подверглись отселению 116 тыс. человек, в дозах свыше фоновых облучились 24,2 тыс. человек, заболели острой лучевой болезнью 134 человека, а еще 28 человек погибли. В работах по ликвидации последствий Чернобыльской катастрофы принимало участие около 240 тыс. человек, а радиоактивному загрязнению, превышающему уровень 5 Ки/км2, подверглась территория площадью около 25000 км2 с населением более 5 млн человек. Хронология этой аварии представлена ниже.

В момент теплового взрыва реактора на Чернобыльской АЭС произошел выброс диспергированного ядерного топлива из разрушенного реактора на высоту примерно несколько больше 1 км. Наиболее мощная струя газообразных и аэрозольных радиоактивных продуктов наблюдалась в течение первых 2-3 сут. после аварии в северном направлении, где уровень радиации на удалении 5-10 км от места аварии на высоте 200 м достигал 27 апреля 1000 мР/ч и 28 апреля 500 мР/ч. Активность вынесенных из реактора продуктов деления без радиоактивных инертных газов на 26 апреля составила 7,4×102-8×102 ПБк
(20-22 МКи), а на 6 мая – 4,4×102 ПБк (12 МКи). Для локализации очага аварии, предотвращения концентрирования расплавленного топлива (и создания тем самым потенциальных условий для протекания цепной реакции) с вертолетов начали забрасывать шахту реактора нейтронопоглощающими, теплоотводящими и фильтрующими материалами – соединениями бора, доломитом, свинцом, песком, глиной. В результате принятых мер, способствующих снижению интенсивности горения графита, мощность выброса начала уменьшаться и к 2 мая упала до 1,5´102 ПБк/сут. (4,0 МКи).

После 2 мая вынос радиоактивных продуктов из аварийного реактора начал нарастать и 3 и 5 мая достиг 1,9´103 и 3,0´103 ПБк (5,0 и 8,0 МКи) в сут. соответственно. Этот подъем выброса объясняется интенсивным тепловыделением из-за разогрева ядерного топлива до температуры примерно 1700°С в связи с отсутствием отвода тепла от топлива и графитовой кладки. Благодаря экстренным мерам по охлаждению топлива, графитовой кладки и образованию более тугоплавких соединений, 6 мая выброс радиоактивных продуктов резко снизился и составил 3,7 ПБк (0,1 МКи). К 9 мая он уменьшился еще на один порядок, а к концу месяца практически завершился, снизившись до 0,74 ГБк (20 Ки) в сутки.

Состав радионуклидов в аварийном выбросе примерно соответствовал их составу, накопленному в активной зоне реактора за кампанию, и отличался от него повышенным содержанием летучих продуктов деления – йода, цезия, инертных газов и в некоторой степени рутения.

Радиационная обстановка в г. Припять в течение всего дня 26 апреля была достаточно спокойной. Это было обусловлено тем, что в момент аварии и во время последовавшего за этим пожара ветер сносил радиоактивные продукты мимо города. Тем не менее были приняты меры по снижению возможного облучения. В частности, было рекомендовано сократить время пребывания людей вне помещений, не открывать окна. Занятия на открытом воздухе в школах и детских учреждениях были запрещены. Врачи организовали подворный обход и обеспечили население препаратами для профилактики инкорпорации радиоактивных изотопов йода. К сожалению, в выполнении этих защитных мероприятий не было должной организованности и настойчивости.

В последующем, когда высота подъема выбрасывания продуктов из аварийного реактора существенно снизилась в результате флюктуации ветра в приземном слое воздуха, радиоактивный факел в некоторые интервалы времени захватывал территорию города, радиационная обстановка 27 апреля стала резко ухудшаться. В результате было принято решение о немедленной эвакуации населения г. Припять.

Суммарный выброс продуктов деления за пределы промплощадки (без радиоактивных инертных газов) составил около 1,9´1018 Бк (50 мКи), что соответствует примерно 3,5% общего количества радионуклидов, накопленных в реакторе на момент аварии. Это привело к значительному радиоактивному загрязнению территорий, прилегающих к АЭС, и потребовало принятия чрезвычайных решений по эвакуации населения из ряда населенных пунктов, ограничения хозяйственного использования земель.

На первом этапе обеспечения радиационной безопасности населения особое внимание было обращено на г. Припять, расположенный в 3 км от АЭС, где проживало около 50 тыс. человек, и на близлежащие населенные пункты. Масштаб и объем радиационного контроля для получения основополагающей информации в целях проведения защитных мероприятий с течением времени возросли.

Первоочередными и важнейшими задачами радиационного контроля являлись:

–  оценка возможного уровня внешнего и внутреннего облучения персонала ЧАЭС, жителей г. Припять и эвакуированного затем из 30-километровой зоны населения в целях выявления лиц, нуждающихся в медицинской помощи;

–  прогностическая оценка возможных уровней облучения населения, проживающего в районах повышенного радиоактивного загрязнения, – вне 30-километровой зоны для принятия решения о необходимости дополнительной, полной или частичной эвакуации и разработки соответствующих временных рекомендаций по режиму питания и жизнедеятельности населения в данном регионе;

–  исключение распространения контактным путем радиоактивных веществ из загрязненных районов, а также употребления  пищевых продуктов с содержанием радионуклидов выше регламентированных пределов.

Для решения этих задач осуществлялся систематический контроль:

–  уровня гамма-излучения на всей территории европейской части СССР методами воздушной и наземной радиационной разведки;

–  концентрации и радионуклидного состава радиоактивных веществ в воздухе в различных точках 30-километровой зоны, преимущественно в местах проведения работ по ликвидации последствий аварии и дислокации персонала, а также вне ее зоны в населенных пунктах, где наблюдались повышенные уровни радиации;

–  плотности радиоактивного загрязнения почвы и растительности и его радионуклидный состав;

–  содержания радионуклидов в пищевых продуктах, воде водоемов, в первую очередь питьевого водоснабжения;

–  уровней радиоактивного загрязнения спецодежды или личной одежды и обуви, наружных и внутренних поверхностей транспортных средств на границах контролируемых зон (устанавливаемых исходя из характера работ и сложившейся радиационной обстановки), в аэропортах, на железнодорожных и автовокзалах.

В частности, были введены три контролируемые зоны: особая (в основном территория промплошадки), 10- и 30-километровая. В этих зонах был организован строгий дозиметрический контроль, а также развернуты пункты дезактивации транспорта и санитарной обработки личного состава. На границах была организована пересадка людей из одних транспортных средств в другие для уменьшения контактного переноса радиоактивных веществ.

10 мая была составлена карта мощности доз, на основании которой установили зоны радиоактивного загрязнения:

–  зона  постоянного  отселения  (зона отчуждения)  –  территория, ограниченная изодозной линией 20 мР/ч на 15-й день после аварии
(«Д + 15»). В пределах этой территории дозы облучения за первый год превышали 0,1 Гр.

–  зона временного отселения (зона эвакуации) – территория, расположенная между изодозными линиями 20 и 5 мР/ч на «Д+15». Не исключалось возвращение населения в эту зону по мере нормализации радиационной обстановки. Прогноз годовых поглощенных доз за счет внешнего гамма-облучения составил 0,06-0,24 Гр.

–  зона жесткого радиационного  контроля – ее территория определялась между изодозными линиями 5 и 2 мР/ч на «Д+15». Население из этой зоны не эвакуировалось. Исключение составляли дети и беременные женщины, которые в организованном порядке были вывезены на летний оздоровительный отдых до 2-3 месяцев. В этой зоне вводился систематический дозиметрический контроль объектов внешней среды, пищевых продуктов, воды и фуража. Для сельского населения годовая доза не превышала 60 мЗв. В мае 1986 года для населения была установлена временная предельная суммарная годовая доза внешнего и внутреннего облучения на первый год после аварии – 100 мЗв. В дальнейшем НКРЗ на последующие годы ежегодно ужесточала пределы: на 1987 год – 30 мЗв, на 1988-1989 годы – по 25 мЗв. В целом за 44 мес. после аварии сумма регламентов составила 173 мЗв.

В конце 1987 – начале 1988 годов была изучена радиационная обстановка на обширной территории СССР и выявлена значительная неравномерность радионуклидных выпадений, в связи с чем возник вопрос о дальнейшей регламентации облучения населения. НКРЗ было выработано предложение об установлении дозы за 70 лет, равной 350 мЗв с учетом уже накопленной до 1 января 1990 года дозы облучения. Недостижение этого порога обусловливало снятие всех ограничений для нормальной жизнедеятельности населения, а в случаях превышения этой величины было рекомендовано отселение людей, начиная с 1990 года. Причем эта доза рассчитывалась для самых критических групп населения (лица, родившиеся в 1986 году, полеводы, лесники). Эти и другие ограничения обеспечивали реально прогнозируемую индивидуальную дозу облучения людей порядка 100-170 мЗв за жизнь.

В апреле 1990 года в попытке отойти от концепций, связанных с пределами доз, Верховный Совет СССР ввел концепцию поверхностного загрязнения в качестве критерия для переселения и для улучшения условий жизни людей. В местах, где уровень поверхностного загрязнения превышал 40 Ки/км2 (1480 кБк/м2) предусматривалась зона обязательного отселения, при 15-40 Ки/км2 (555-1480 кБк/м2) – зона переселения по желанию, кроме детей и беременных женщин, для которых переселение обязательно. В районах с загрязнением от 1 до 15 Ки/км2 (37-555 кБк/м2) переселение не предусматривалось, выплачивалась только денежная компенсация.

В апреле 1991 года правительством была утверждена «Концепция проживания населения в районах, пострадавших от аварии на Чернобыльской АЭС». В соответствии с ней на всех территориях, подвергшихся радиоактивному загрязнению, устанавливался минимальный уровень вмешательства, равный 1 мЗв средней годовой индивидуальной эффективной эквивалентной дозы облучения, и вводился верхний уровень – 5 мЗв за год. Непревышение нижнего уровня обеспечивало условия проживания без каких-либо ограничений. В указанном интервале годовых мощностей доз осуществлялись защитные мероприятия (улучшенное медицинское обслуживание, обеспечение полноценным питанием, достоверная информация, компенсации, льготы и др.), а жители имели право на добровольное переселение из этих зон.

Официально установлено, что на территории более 131 тыс. км2 уровень загрязнения поверхности по цезию-137 превышал 1 Ки/км2, а на территории в 25 тыс. км2 превышал  5 Ки/км2. Из этой площади примерно 14600 км2 расположены в Беларуси, 8100 км2 – в России, 2100 км2 – на Украине.

Все вышесказанное позволяет сделать вывод о том, что неблагоприятные экологические последствия антропогенного загрязнения окружающей среды источниками ионизирующих излучений связаны главным образом с возникновением радиационных аварий, сопровождающихся значительными выбросами долгоживущих радионуклидов. Повышение надежности функционирования объектов ядерной энергетики и предприятий ядерного топливного цикла представляется основным резервом радиационной безопасности в глобальном масштабе. Следует учитывать и то, что даже несмотря на, казалось бы, большое количество аварий, атомная энергетика во всем мире относится к отраслям деятельности человека с малой опасностью для жизни.

Существующие на 2003 год последствия и прогнозируемые нарушения на будущее представлены на рисунке 7.

Детерминированные эффекты (лат. determinare – обуславливать) обуславливаются гибелью большего числа клеток критических органов – костного мозга, кишечника, семенников, кожи. Все детерминированные эффекты пороговые. Они обязательно возникают при достижении пороговой дозы (не менее 0,25 Гр) и с ее ростом увеличиваются, так как увеличивается число погибших клеток.

Таблица 21 – Площадь территории субъектов Российской Федерации,
загрязненных вследствие Чернобыльской катастрофы

Область, 
республика

Площадь
области, республики, км2

Площадь загрязнения по цезию-137, км2

1-5 Ки/км2

5-15 Ки/км2

15-40 Ки/км2

более 40 Ки/км2

Белгородская

27100

1620

Брянская            

34900

6750

2628

2130

310

Воронежская             

52400

1320

Калужская       

29900

3500

1419

 

 

Курская          

29800

1220

Ленинградская    

85900

850

Липецкая       

24100

1690

Нижегородская    

74800

250

Орловская        

24700

8840

132

Пензенская       

43200

4130

Рязанская        

39600

5320

Саратовская      

100200

150

Смоленская       

49800

100

Тамбовская       

34300

510

Тульская       

70000

10320

1271

Ульяновская      

37300

1100

Мордовия        

36200

1900

Татарстан              

68000

110

Чувашия        

18000

80

Всего                              

49760

54500

2130

310

Для возникновения отдаленных последствий может оказаться достаточным изменение одной клетки. Теоретически они не имеют порога, отсюда и их название стохастические, т.е. вероятностные, случайные эффекты. Если такие изменения происходят  в соматических клетках облученных организмов, то со временем может возникнуть лейкоз или рак. Если изменениям подвергаются половые клетки, можно ожидать развития  наследственных заболеваний или врожденных уродств у потомства.

Облучение плода чревато возникновением  тератогенных эффектов, проявляющихся в виде врожденных уродств или других аномалий развития.

Рис. 7. Общая схема возможных медицинских последствий
на примере Чернобыльской аварии

В таблице 22 представлена характеристика наиболее значимых радионуклидов, образующихся и выпадающих  в результате радиационных аварий.

Таблица 22  – Характеристика наиболее значимых радионуклидов  
глобальных выпадений

Нуклид

Период полураспада

Основной вид облучения

Критический
орган

Тбиол. сутки

Резорбция из ЖКТ

Еэфф. МэВ/рас.

3H

12,34 года

внутренний

все тело

12

100

0,01

14С

5730 лет

– « –

жировая ткань

10

100

0,054

89Sr

51 сут.

– « –

кость

1,8×104

9

0,56

90Sr

28,8 года

– « –

– « –

1,8×105

9

1,13

131I

8,06 сут.

внешний и внутренний

щитов. железа

10,4

100

 

137Cs

30 лет

– « –

все тело

70

100

0,59

239Pu

2,44×104

внутренний

кость

7,3×104

2,410-3

270

2.3.3.2. Добыча и переработка радиоактивного минерального сырья

Извлечение и переработка радиоактивных руд производится предприятиями Министерства атомной энергии Российской Федерации. Из всего уранопроизводящего комплекса добыча и переработка урановых руд дает самый большой объем радиоактивных отходов, которые по физическому состоянию подразделяются на твердые и жидкие. Специфическая особенность уранового и ториевого производства – наличие во всех видах отходов радионуклидов с большим периодом полураспада. Обычно промышленное содержание урана в рудах находится в интервале 0,02-0,03%. Руды с меньшей концентрацией этого радиоактивного элемента считаются забалансовыми. «Пустые» породы содержат тысячные доли процента урана. Последние две категории минерального вещества, как и сами балансовые руды, относятся к материалам, представляющим опасность для окружающей среды, поскольку они на рассеянии 10 см от их поверхности создают мощность эквивалентной дозы более 0,1 мЗв/ч (см. – основные санитарные правила).

На современных рудниках на 1 тонну добытой руды шахтным способом приходится 0,3 тонны пустой породы, а в карьерах эта цифра возрастает до 1,5-2 тонн и более. Поэтому твердые отходы урановых рудников – отвалы пустой породы и забалансовых руд являются основным источником загрязнения атмосферного воздуха вблизи предприятий за счет пыли и эманации.

Отвалы пустых пород, содержание радионуклидов в которых намного превышают кларковые, занимают на рудниках и карьерах многие тысячи квадратных метров и являются источниками локального загрязнения местности. В результате ветровой эрозии происходит сдувание пыли с поверхности отвалов, а также твердых продуктов распада постоянно выделяющегося радона и перенос этого материала на значительные расстояния. Как следствие этого процесса, мощность экспозиционной дозы гамма-излучения почвы в радиусе до 100 метров от отвалов в 3-5 раз превышает фоновое, а удельная альфа-активность растительности достигает 110-250 Бк/кг (Корнилов, Рябчиков, 1992). Отвалы забалансовых руд и пустой породы подвергаются постоянному воздействию атмосферных осадков, которые выщелачивают радионуклиды и загрязняют ими грунтовые воды и гидрографическую сеть, что в конечном счете приводит к сверхнормативному загрязнению радиоактивными веществами донных отложений.

Для уменьшения количества твердых отходов, хранимых на поверхности, их следует возвращать в подземные выработки для забутовки выработанного пространства.

Жидкие отходы, к которым относятся шахтные воды, насыщенные радионуклидами, представляют собой дополнительный источник загрязнения окружающей среды и в первую очередь поверхностных водоемов.

В настоящее время в России осталось немного предприятий, добывающих радиоактивные руды шахтным и карьерным способами. Начиная с конца 60-х годов для добычи урана широко применяется метод подземного кислотного выщелачивания, что является кардинальным решением проблемы отвалообразования. В результате земная поверхность в районе уранодобывающих предприятий загрязняется в гораздо меньшей степени. Однако, в этом случае подвергаются значительному загрязнению радионуклидами и кислотами подземные воды. Задача специалистов – разработать эффективные методы изоляции участков добычи урана этим новым прогрессивным методом от водоносных горизонтов.

Другим звеном уранового производства являются обогатительные предприятия и заводы по гидрометаллургической переработке радиоактивных руд, где главный вид отходов – хвосты переработки рудной массы, насыщенные радиоактивными жидкостями.

Гидрометаллургический процесс характеризуется потреблением большого количества воды, требующейся для приготовления раствора серной кислоты. С помощью этого реагента производится выщелачивание урана из руды. На одну тонну выщелачиваемой руды приходится до 3-4 м3 раствора. Далее из полученного раствора уран извлекается с помощью ионообменных смол. Конечным продуктом горно-металлургических комбинатов является закись-окись урана U3О8 с содержанием урана около 85%. Полученный конечный продукт поступает на заводы изотопного обогащения.

Твердые отходы гидрометаллургического процесса состоят из шлама, остающегося после извлечения урана из тонкоизмельченной рудной массы. Как в жидкой пульпе, так и в шламе содержатся тысячные доли % урана и тория. Весь этот материал удаляется в намывные хвостохранилища, которые являются неотъемлемой частью гидрометаллургического производства урана и тория и главным источником местного загрязнения окружающей среды радионуклидами. Вокруг хвостохранилища со временем образуется постоянно функционирующий как наземный, так и подземный ореолы распространения радионуклидов.

Как правило, на урановых рудниках и прилегающих к ним территориях устанавливаются высокие концентрации радионуклидов часто превышающие допустимые уровни в несколько раз. Кроме того радиоактивные руды часто транспортируются по железной дороге с грубейшими нарушениями техники безопасности.

Таким образом, опасность представляют собой пункты добычи, складирования, переработки радиоактивного сырья, отвалы «пустой» породы на рудниках и пути транспортировки руды. Немалый вклад в загрязнение природной среды радионуклидами вносят и химические комбинаты по производству оружейного плутония и вторичной переработке отработанного на АЭС ядерного топлива. Высокоактивные сточные
воды на этих предприятиях собираются в герметичные контейнеры, а малоактивные воды сбрасываются в открытые водоемы.

В качестве дополнительного источника естественных радионуклидов, поступающих в биосферу в результате деятельности человека, можно назвать добычу и переработку сырья, используемого для производства фосфорных удобрений, поскольку добываемые фосфориты и апатитовая руда характеризуются повышенным содержанием урана.

Предыдущая