Радиоактивные выбросы АЭС в нормальном режиме работы

Нуклид	Т_1/2	Нуклид	Т_1/2	Нуклид	Т_1/2
Kr⁸⁵	10,7 года	Xe¹³³	5,2 сут	I¹²⁹	1,6 10⁷ лет
Kr⁸⁵^m	4,5 часа	Xe¹³³^m	2,2 сут	I¹³¹	8 сут
Kr⁸⁷	1,3 часа	Xe¹³⁵	9,1 часа	I¹³³	21 час
Kr⁸⁸	2,8 часа	Xe¹³⁵^m	15,7 мин	I¹³⁵	6,6 часа

Работа АЭС, как и большинства других промышленных предприятий, сопровождается образованием отходов, особенностью которых является то, что они радиоактивны. На АЭС предпринимаются значительные усилия, чтобы сократить даже малую долю радиоактивных отходов, выходящих за ее пределы, но полностью исключить их поступление в окружающую среду нельзя. Они поступают в атмосферу с технологическими и вентиляционными газами. Радионуклиды, которые могут оказывать воздействие на биосферу при работе АЭС, называют биологически значимыми радионуклидами.

Поэтому рассмотрим отдельно эти продукты деления и активации.

Среди большого перечня искусственных радионуклидов, образующихся при работе ядерного реактора, важнейшее значение имеет группа биологически активных радионуклидов. Разнородные по своим дозиметрическим характеристикам эти радионуклиды, в число которых входят ^13ІІ, ⁹⁰Сг, ¹³⁷Сз, ³Н, ¹⁴С, ³²Р и др., имеют одну общую особенность - все они являются "двойниками" или близкими аналогами химических элементов, выполняющих важные биологические функции в живых организмах. Так, литий и углерод-14 могут входить в состав любых биомолекул, в том числе генетических структур; стронций-90 является близким аналогом кальция и входит в состав костных тканей; радиоцезий - химический аналог калия и включается в мышечные ткани; йод необходим для функционирования щитовидной железы; фосфор (³²Р) играет важную роль в энергетике клеток; железо, кобальт, цинк и их радионуклиды входят в состав ферментов (катализаторов биохимических реакций), например, железо входит в состав гемоглобина, кобальт - в состав витамина В₁₂ и т.д.

В природных условиях целый ряд элементов, необходимых живым организмам, присутствует в очень малых количествах, в связи с этим организмы обладают способностью активно захватывать, накапливать в клетках объем элементов, значительно больший, чем в окружающей среде. Коэффициенты накопления растениями и животными биогенных элементов относительно их содержания в окружающей среде могут быть очень большими и достигать величин порядка п-10⁵. Радионуклиды - аналоги биологических элементов - активно ассимилируются в организмах растений, животных и человека, включаются в биологические структуры, концентрируются в отдельных органах и тканях.

Радионуклиды, инкорпорированные в организме, создают внутреннее клиническое облучение, практически полностью поглощаемое тканями. По сочетанию дозиметрических и биологических свойств радионуклиды делят на 4 класса опасности:

группа А-радионуклиды с особо высокой токсичностью;

группа Б-радионуклиды с высокой токсичностью;

группа В-радионуклиды со средней токсичностью;

группа Г-радионуклиды с малой радиотоксичностью.

Для населения и работников АЭС необходимо знать пути поступления биологически активных радионуклидов в организм и особенности их накопления и выведения. Характеристики некоторых естественных и искусственных радионуклидов:

Тритий (³Н, Т_1/2=12,35 лет)

Обычно входит в состав третированной воды - НТО. В организм человека может поступать с вдыхаемым воздухом и через желудочно-кишечный тракт (ЖКТ). Распределяется равномерно по органам и тканям. Период полувыведения после однократного воздействия - примерно 10 суток. Мягкий b -излучатель. Группа радиационной опасности - Г.

Радон (²²²Rn, T_1/2=3,82 сут)

Естественный радионуклид, вносит основной вклад в природную радиоактивность воздуха. В организм человека поступает из воздуха и воды. Инертный газ, хорошо растворяется в крови, воде и других жидкостях организма. Мягкий а -излучатель. Период биологического полувыведения - около 1 часа. Группа опасности - Г.

Калий-40 (T_1/2=1,3 млрд.лет)

Природный радионуклид, в основном, присутствует в воде, почве. Содержится во всех живых организмах, своим излучением создает естественное внутреннее радиационное облучение.

Углерод-14 (T_1/2=5730 лет)

Естественный радионуклид, является также одним из компонентов в выбросах предприятий по регенерации ядерного топлива. В процессе фотосинтеза накапливается в растениях, животные и человек получают ¹⁴С преимущественно по пищевым цепочкам, вклад ингаляционного пути - менее 1%. Входит в состав биомолекул, в том числе в генетические структуры (ДНК и РНК). Мутагенное действие '⁴С определяется радиационным воздействием b -частиц, а также изменением химического состава ДНК или РНК за счет превращения атома ¹⁴С в атом азота ¹⁴N Группа радиотоксичности -Г.

Радионуклиды цезия (¹³⁴Сз, T_1/2=2,062 года; ¹³⁷Сз, T_1/2=30 лет)

Радионуклиды цезия при любом пути поступления в организм хорошо усваиваются. Преимущественное поступление происходит с пищей, всасывание в ЖКТ достигает 100%, далее радионуклид равномерно распределяется по органам и тканям. При хроническом поступлении кратность накопления зависит от вида организмов, достигая 10+30. Период биологического полувыведения - 70 суток. Группы радиационной опасности: ¹³⁴Сз - Г, ¹³⁷Сs - В.

Стронций-90 (T_1/2=29,12 лет)

Поступает в организм через ЖКТ, легкие и кожу. Уровни усвоения в ЖКТ зависят от физико-химической формы нуклида и колеблются от 5 до 100%. Хорошо всасывается в легкие. Избирательно накапливается в скелете. В мягких тканях задерживается менее 1% стронция. Период полу выведения - 30-50 суток. Чистый b -излучатель. Группа радиационной опасности — Б.

Йод-131 (T_1/2=8 сут)

Характеризуется высокой миграционной способностью. Хорошо растворяется в воде, быстро включается в пищевые цепи. Всасывание из ЖКТ и легких составляет 100%. Преимущественно накапливается в щитовидной железе.b-,g-излучатель. Группа радиационной опасности - Б.

Радионуклиды церия (¹⁴¹Се, T_1/2=32,5 сут; ¹⁴⁴Се, T_1/2=284,3 сут).

Могут поступать в организм преимущественно ингаляционным путем, частично через ЖКТ. В организме депонируются в скелете и в печени. Группы радиационной опасности: ¹⁴¹Се - В; ¹⁴⁴Се-Б.

Радионуклиды рутения (¹⁰³Rи, T_1/2=39,28 сут; ¹⁰⁶Ки, T_1/2=368,2 сут.)

Поступает в организм, в основном, ингаляционным путем, задерживается в легких. В ЖКТ усваивается небольшая часть нуклида из пищи, далее он значительно равномерно распределяется по органам и тканям. Выводится из организма медленно. b—, у— излучатели. Группы радиационной опасности: ¹⁰³Rи - В, ¹⁰⁶Rи - Б.

Плутоний-239 (T_1/2=24065 лет)

Микрочастицы плутония задерживаются в легких при дыхании. Растворимые соединения плутония не всасываются в ЖКТ, однако вне пищи плутоний может частично усваиваться. Из организма выводится плохо. Жесткий a-излучатель. Группа опасности -А.

Все продукты деления образуются внутри таблеток ядерного топлива и, в основном, остаются там. Выход через герметичную оболочку возможен за счет процесса диффузии. Этот выход мал для всех нуклидов, кроме трития. Последний химически связывается цирконием (оболочка) и в результате выход трития через оболочку не превышает 1%. Из-за дефектов оболочки (допускается число ТВЭлов с микротрещинами не свыше 1%, с крупными дефектами -0,1%) в воду попадают как газообразные, так и некоторое количество нелетучих продуктов деления или даже топлива.

Основную часть в выбросах радионуклидов в атмосферу составляют инертные радиоактивные газы.

Таблица Биологически значемых радионуклидов благородных газов и йода

Для уменьшения активности выбрасываемых газов на АЭС осуществляется их временная задержка перед выбросом в трубу, в течение которой происходит распад короткоживущих радионуклидов. Для этого газы либо на определенное время закачивают в специальные газгольдеры, либо пропускают через радиохроматографическую систему (РХС) очистки газов. Временная задержка газообразных отходов во много раз уменьшает их активность, что эквивалентно улавливанию значительной части радионуклидов. В вопросах обеспечения радиационной безопасности АЭС тритий занимает особое место. Различают тритий естественного и искусственного происхождения. Естественный тритий образуется в верхних слоях атмосферы при взаимодействии космического излучения с ¹⁴Н и ¹⁶О. Естественный тритий содержится в атмосфере в количестве 1 атом Т на 10¹⁴ атомов водорода, что соответствует удельной активности 3,2-10 ^-12 Ки/л.

До недавнего времени основным источником искусственного трития были испытания термоядерного оружия. В 1973 г. удельная активность трития в дождевой воде северного полушария была до 1,6 10^-9 Ки/л. Прекращение испытаний ядерного оружия в атмосфе ре сопровождается постепенным уменьшением его удельной активности.

В реакторах АЭС тритий образуется:

1) непосредственно при делении ядер горючего, как продукт тройного деления;

2) в результате (п,у) - реакции на дейтерии, находящемся в теплоносителе - воде;

3) при захвате нейтронов ядрами бора или лития, находящимися в теплоносителе (борное регулирование);

4) в результате различных реакций быстрых нейтронов с конструкционными материалами активной зоны.

В реакторах ВВЭР пря борном регулировании основной является реакция ^!0В(п,у) Т, ее вклад в образование трития около 85%.

В реакторах РБМК основным процессом генерации трития в реакторной воде является реакция D(п,у)Т. Она приводит к удельной активности трития в воде, равной 4-10^-7 Ки/л. Дополнительно тритий образуется в контуре охлаждения СУЗ РБМК (5-10-⁶ Ки/л) и в газовом контуре (6-10-⁷ Ки/л). Полезно отметить, что в воде контура многократной промежуточной циркуляции и контура охлаждения СУЗ удельная активность трития ниже допустимой концентрации (ДКв), установленной НРБ-76/87 для воды (ДКв трития для воды составляет 3,2- 10-⁶ Ки/л).

Если бы эта вода (вода КМПЦ (контур многократной принудительной циркуляции), СУЗ) не содержала других, кроме трития, радионуклидов, она была бы пригодна для питья.

Газовые выбросы АЭС не подвергаются очистке от трития. Обусловлено это тем, что на АЭС с реакторами любого типа мощность выброса трития такова, что в приземном воздухе создается концентрация его в 10⁵-10⁷ раз меньшая ДКв. Поэтому различные разговоры о необходимости или целесообразности постоянного измерения мощности выброса трития лишены смысла, так же, как разговор о необходимости рассматривать тритий, наряду с другими радионуклидами при расчете ПДК.

Тритий относится к так называемым глобальным, т.е. загрязняющим всю атмосферу нашей планеты. При работе АЭС только небольшая его доля поступает в атмосферу, полностью тритий, образовавшийся при делении ядерного горючего, выделяется при переработке отработавшего ядерного топлива. При прогнозируемом развитии ядерной энергетики в мире активность трития в атмосфере к 2010 году будет в 4 раза меньше, чем в 1963 году, когда глобальное загрязнение тритием определялось ядерными испытаниями.

Радиоактивный углерод ¹⁴С в технологическом контуре АЭС.

¹⁴С образуется как в природных процессах, так и в результате деятельности человека. В природе ¹⁴С постоянно образуется в верхних слоях атмосферы в результате взаимодействия космических нейтронов с азотом. В облачном бассейне Земли давно установи лось равновесное состояние, в основном (90%) ¹⁴С сосредоточен в глубинных слоях воды в океане, в биосфере находится около 4% ¹⁴С. В организм человека ¹⁴С поступает главным образом, с пищей, обусловливает дозу на все тело около 15 мкбэр/год.

При работе АЭС основным поставщиком ¹⁴С на АЭС являются реакции активации на ядрах мишени (атомы С, N и В), которые присутствуют в активной зоне и отражателе. В реакторах ВВЭР ¹⁴С образуется, главным образом, в теплоносителе в результате реакций

В реакторах РБМК, в основном, реакции

Наработка ¹⁴С заметно меньше, чем трития.

Таким образом, ¹⁴С в реакторах АЭС образуется в небольших количествах, поэтому мощность выброса также невелика. Поступает ¹⁴С в атмосферу в виде различных химических соединений, но, главным образом, в виде ¹⁴СО₂, и частично ¹⁴СО,.¹⁴СН₄. При тщательных измерениях ^!4С, поступивших в атмосферу с АЭС, можно заметить на фоне глобального ¹⁴С, однако его удельная активность составляет 30 - 40% фоновой. По этой причине нет надобности ни в контроле за мощностью выброса ¹⁴С в вытяжной трубе АЭС, ни в наблюдении за его удельной активностью в воздухе.

Выход трития может быть уменьшен за счет концентрации тритированнои воды и хранения ее в баках в течение длительного времени. Для ограничения выхода ⁸⁵Кг уже разработаны такие технологические процессы, как криогенная дистилляция, фтористоуглеродная и углеродная адсорбция. Выделенный ⁸⁵Кг может быть заключен в газгольдеры или связан в металлической матрице. ⁸⁵Кг химически инертен, в результате чего он вдыхается и вновь выдыхается наружу.

Применение низкотемпературной ректификации позволит превратить ¹⁴СО₂ в углекислый кальций, который может храниться в течение длительного времени.

Радионуклид ¹²⁹I улавливается фильтрами из азотнокислого серебра с эффективностью 93,9%.

Основные радиоактивные выбросы связаны с работой установок регенерации топлива и установок по обработке радиоактивных отходов. При этом наиболее существенный вклад в суммарную радиоактивность вносят Т, ⁸⁵Кг, ¹⁴С, ¹²⁹1, ¹³⁷Сз, в меньшей степени другие b -активные продукты деления, а также a-активные уран, плутоний и другие аэрозоли трансурановых элементов.

К 2000 году дополнительное радиологическое воздействие на человека из-за накопления Т, ⁸⁵Кг и ¹⁴С (полный ЯТЦ) составит:

Доза облучения, мкЗв/год	Т	Kr⁸⁵	C¹⁴
Для всего организма	0,15	0,25	1,4
Для кожного покрова	---		---
Для легких	---	0,25	---