Принципы обращения с РАО
Образование радиоактивных отходов и их активность должны удерживаться на практически приемлемом минимальном уровне.
Воздействие РАО на здоровье человека и окружающую среду в будущем не должно превосходить того, которое считается приемлемым сегодня.
При всех видах деятельности, связанных обращением с радиоактивными отходами и их захоронением, бремя, возлагаемое на будущие поколения, не должно быть чрезмерным.
В данном случае под бременем понимаются финансовые издержки, отвлечение административных, научно-исследовательских и иных ресурсов, радиационное, социальное и иного рода воздействия.
Все перечисленные принципы известны и, по-видимому, не нуждаются в обширных комментариях. Остановимся только на двух вопросах.
1. Очень важным принципом является минимизация количества образующихся РАО. Эксплуатация АЭС связана с образованием и использованием радиоактивных жидкостей и газов, «загрязненного» радиоактивными нуклидами оборудования, инструментов, спецодежды и т.п. Для уменьшения объема РАО широко используется принцип очистки от загрязнений (дезактивации) и повторного использования этих веществ, материалов, предметов. Дезактивируют оборудование перед ремонтом, приборы, инструменты, приспособления, спецодежду по мере их загрязнения и т.д. И только в случае, если в результате дезактивации не удается снизить радиоактивность до приемлемых значений, предметы относят к твердым РАО и помещают в хранилища.
Наиболее широко принцип повторного использования (рециклирования) применяется по отношению к радиоактивным водам, которые образуются при эксплуатации АЭС в больших количествах. Очистка их от радиоактивных примесей и повторное использование значительно снижают объем жидких РАО и тем самым облегчают решение проблем радиационной безопасности станций.
Существует и экономический аспект повторного использования, касающийся, в частности, теплоносителя первого контура. Вода, охлаждающая активную зону реактора, обладает высокой радиоактивностью, связанной с активацией находящихся в ней продуктов коррозии сталей и естественных примесей, а также с попаданием в нее продуктов деления при разгерметизации твэлов. Но, с другой стороны, теплоноситель реакторного контура с точки зрения химии является водой высокой чистоты (типа конденсатов), поэтому экономически выгоднее возвращать его в цикл, а не сбрасывать.
2. При обращении с РАО возможна передача их от одного оператора к другому (например, от АЭС - региональному комбинату «Радон»). Это, может быть, в меньшей степени относится к АЭС, на площадках которых, как правило, предусматриваются хранилища для РАО на весь срок эксплуатации. Во всяком случае условия и порядок вывоза и передачи отходов, если это будет необходимо, ответственность каждого из операторов должны быть четко определены письменно.
Транспортировка РАО производится на специально оборудованном транспорте, в контейнерах и по согласованным с местными органами санитарного надзора маршрутам. Контейнеры, в которых вывозятся отходы, подвергаются дозиметрическому контролю, при необходимости - внешней дезактивации.
Допустимые нормы радиационного воздействия на персонал АЭС, так же, как нормы газоаэрозольных выбросов и сбросов жидких радиоактивных веществ в окружающую среду, а через них воздействие на население и эту среду, устанавливаются для АЭС специальными правилами - «Санитарными правилами проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-03)» [5], основывающимися, в свою очередь, на действующих «Нормах радиационной безопасности (НРБ)» [3], «Санитарных правилах обращения с радиоактивными отходами (СПОРО)» [6] и «Основных санитарных правилах обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ)» [4]. Последние варианты этих основных нормирующих документов - НРБ-99, СПОРО-2002 и ОСПОРБ-99 - выпущены в 1999-2002 гг.
В НРБ-99 в соответствии с рекомендациями Международной комиссии по радиационной защите установлены следующие пределы эффективной дозы облучения всего тела человека от техногенных источников ионизирующего излучения любого вида в условиях нормальной эксплуатации:
для персонала, непосредственно обслуживающего радиоактивные системы и оборудование, - 20 мЗв/год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв/год;
для населения - 1 мЗв/год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв/год.
Доза облучения населения распределяется между отдельными техногенными источниками ионизирующего излучения. Для каждого из них федеральным органом надзора устанавливается квота (доля) предела годовой дозы так, чтобы сумма квот не превышала указанного предела - 1 мЗв/год.
Для АЭС эти квоты установлены в СП АС-03:
для действующих станций - 250 мкЗв/год;
для проектируемых и строящихся - 100 мкЗв/год.
Квоты устанавливаются на суммарное облучение населения от радиоактивных газоаэрозольных выбросов в атмосферу и жидких сбросов в поверхностные воды в целом для АЭС, независимо от количества энергоблоков на ее площадке. Распределение квот при нормальной эксплуатации АЭС приведено в табл. 2.1.
Приведенные в таблице значения рассматриваются как верхняя граница возможного облучения населения в режиме нормальной эксплуатации АЭС. Они используются для расчета соответствующих квот на облучение населения от предельно допустимых выбросов радионуклидов в атмосферу и предельно допустимых сбросов их в поверхностные воды.
В качестве нижней границы дозы (порога дозы) при оптимизации принимается величина в пять раз меньшая - 20 мкЗв/год, ниже которой с учетом экономических и социальных факторов не требуется дополнительных мер по радиационной защите населения.
Для расчетов годовых допустимых выбросов и сбросов радиоактивных веществ в окружающую среду обычно принимается следующее распределение указанной пороговой дозы:
10 мкЗв/год - на газоаэрозольные выбросы;
10 мкЗв/год - на жидкие сбросы.
Исходя из этих последних величин, определяются допустимые концентрации отдельных радионуклидов или их смесей в сбросах и выбросах, выходящих за пределы станции.
В последней редакции СП АС - СП АС-03 - квоты устанавливаются на суммарное облучение населения от радиоактивных газоаэрозольных выбросов в атмосферу и жидких сбросов в поверхностные воды в целом для АЭС, не зависимо от количества энергоблоков на ее площадке. Необходимо обратить внимание на выделенные жирным шрифтом слова, так как в более ранних редакциях СП АС нормировался выброс на 1 ГВт(э) мощности станции. Соответственно в изданной ранее литературе, например [28, 29], можно встретить ссылки на эти устаревшие нормы.
Кстати, следует обратить внимание на то, что допустимые выбросы нормируются с точки зрения воздействия на человека. Считается, что если радиационное воздействие безопасно для человека, то оно безопасно и для других объектов биосферы.
Наконец, последнее. Разные радионуклиды представляют, вообще говоря, разную опасность для человека. Она зависит от многих факторов, не последними из которых является суммарное количество образующихся ядер данного нуклида, период его полураспада и возможность накопления в тканях человеческого организма. Отсюда - будет ли его излучение потенциально значимо на фоне радиоактивности всей совокупности радионуклидов. С этой точки зрения выделяют биологически значимые нуклиды, которые и учитываются, когда решается вопрос о необходимости захоронения или возможности выбросов (сбросов) РАО в окружающую среду.
