Воздействие на окружающую среду радиоактивных отходов и отработавшего ядерного топлива

     Что касается конечной изоляции РАО, то общий  подход состоит в следующем. Основную озабоченность вызывает хранение высокоактивных отходов, которые должны быть окончательно захоронены. Проблема состоит в том, что перед захоронением их нужно превратить в необходимые для изоляции формы, например остекловать. Чем дольше ВАО хранятся, тем совершеннее становятся методы их химической переработки и захоронения. Захоронение должно происходить в стабильные монолитные блоки земной коры. За выбор места отвечает страна, производящая захоронение. Типичное захоронение — помещение на глубины не менее 500 м в скальные породы, глины или соляные массивы. На пути радионуклидов в открытую среду должна находиться система барьеров наподобие той, которая имеет место в ядерных реакторах. Первый барьер — это структура самого вещества. Наиболее рационально использовать керамические оксиды или стекло. Затем все должно быть помещено в герметичные, коррозионно устойчивые контейнеры. Эти контейнеры и помещаются в хранилище. В случае разгерметизации желательно, чтобы на пути радионуклидов оказывались геохимические барьеры.

Открытый  и замкнутый ядерные  топливные циклы.

Переработка отработавшего ядерного топлива 

     Основу  современной ядерной энергетики мира составляют водо-водяные реакторы. Связанный с ними ЯТЦ может быть открытым и замкнутым. Рассмотрим гипотетическую ситуацию — ВВЭР-реактор, работавший на топливе, содержащем 5 % ²³⁵U, останавливается для перезагрузки топлива. Отработавшее топливо имеет примерно следующий состав: 95 % — ²³⁸U, 3 % — продукты деления, 1 % — плутоний и 1 % — ²³⁵U. Это очень дорогое вторичное сырье, но в то же время крайне опасное. Помимо таких реакторов имеется и значительное количество реакторов, использующих ядерное топливо с содержанием ²³⁵U от 10 до 60 %. Речь идет, в первую очередь, о силовых военных и научно-исследовательских реакторах. Объем отработавшего топлива по сравнению d тем, который возникает на АЭС, здесь маленький. Содержание ²³⁵U в ОЯТ таких реакторов часто > 10 %, а содержание трансурановых элементов мало. Получаемое здесь ОЯТ несомненно является ценным вторичным сырьем. а ВАО, никто не хочет, так как это было бы признанием своих ошибок в планировании АЭС и их инфраструктуры. Поэтому ОЯТ РБМК-1000 складируется просто на территориях, принадлежащих АЭС, что в экологическом плане неудовлетворительно.

     Реакторы  РБМК-1000 дают около половины электроэнергии и не менее половины ОЯТ. Оставшаяся половина выработки электроэнергии обусловлена в основном работой ВВЭР-1000, но и их ОЯТ пока не перерабатывается. Следовательно, разговоры об успехах России в деле переработки ОЯТ и готовности принять иностранное ОЯТ выглядят неоправданными. Огромные расстояния, на которые нужно перевозить подобные грузы, делают подобные мероприятия экологически неприемлемыми.

     Радиохимические заводы военной и гражданской  направленности явились основными факторами воздействия ЯТЦ на окружающую среду в локальном и региональном масштабах. Исторически сложились два типа производства. В каждом из них есть сбросы, выбросы и места хранения отходов. В экологическом плане основное различие заключается в том, куда производят технологические сбросы, так как неаварийными выбросами по сравнению со сбросами в первом приближении можно пренебречь. При Российском способе переработки ОЯТ плановые и аварийные сбросы поступают на территорию своего региона и там почти полностью адсорбируются в почвах лесов, лугов, донных осадках озер и рек. При английском и французском способах производства подавляющая часть сбросов поступает в море и там разбавляется.

     Такой способ, конечно, удобен для собственников  производства, но вызывает недовольство соседей. Даже в Баренцевом море экологическую обстановку определяли не российские сбросы, а радионуклиды из Селлафилда, Ла Ага и Маркуле. Производительность всех гражданских радиохимических заводов в 1989 г. составила* около 3 300 т • год^-1 (см. прил. 21). Эта деятельность сопровождалась выбросом в окружающую среду огромного количества радионуклидов, некоторое представление о котором дает прил. 22. Мы видим, что количество основного дозообразующего радионуклида ¹³⁷Cs, сброшенного в основном в Селлафилде, составляет примерно 40 ПБк, что уже сопоставимо с 919 ПБк, образованными и глобально рассеянными в атмосфере в результате ядерных испытаний в открытых средах. В период с 1985 по 1989 г. нормированные эффективные дозы от переработки ОЯТ превосходили дозы от работы реакторов примерно в 25 раз.

     Величины  выбросов и сбросов зависят от используемой технологии переработки, вида перерабатываемого топлива и, конечно, от его количества. Так, например, завод в JIa Are в 1980 г. сбрасывал примерно в 10 раз меньше ⁹⁰Sr и в 100 раз меньше ^I37Cs, чем завод в Селлафилде. В то же время следует помнить, что результаты процессов деления ядер не зависят от того, где находится реактор или завод по переработке ОЯТ. Следовательно, то, что не сброшено, должно храниться на предприятии или выбрасываться нелегальным образом. К началу 2001 г. в Селлафилде было переработано около 29 000 т ОЯТ, а в JIa Are — около 23 000 т ОЯТ. Это значит, что если в Селлафилде было сброшено в море около 40 ПБк ^I37Cs, а в JIa Are — не сброшено ничего, то примерно такое же количество ¹³⁷Cs хранится там на территории. Когда мы говорим о сбросах, то речь идет не обо всем ¹³⁷Cs, получающемся при переработке ОЯТ. Значительная его часть складируется в САО и ВАО на промышленных площадках. Последнее обстоятельство вызывает особую озабоченность экологов, так как экономические соображения приводят к тому, что на всех радиохимических предприятиях этому аспекту их деятельности не уделяется должного внимания.

     Оценим  воздействие военного производства на окружающую среду и человека. Согласно различным и независимым  оценкам всеми странами было произведено  примерно 220 т ²³⁹Ри. Кроме того, на этих же реакторах производился и производится тритий для восполнения того его количества, которое постоянно распадается в термоядерных бомбах. За все время на тех же реакторах, на которых нарабатывался плутоний, было произведено примерно 350 кг трития. Наработка этого количества трития эквивалентна работе реакторов, необходимой для производства еще около 25 т ²³⁹Ри.

     В реакторах, оптимизированных для наработки  плутония, производство 1,1т ²³⁹Ри эквивалентно производству 1 ГВт-год электроэнергии. Таким образом, наработка примерно 245 т ²³⁹Ри эквивалентна производству около 223 ГВт • год электроэнергии. Заметим, что это нижняя оценка. Известно, что производство 1 ГВт • год электроэнергии на гражданских реакторах сопровождается коллективной дозой 4 чел.-Зв локально и 200 чел.-Зв глобально. Следовательно, наработка военного плутония при штатной работе реакторов сопровождалась коллективными дозами: 890 чел.-Зв локально и 44 500 чел.-Зв глобально. Заметим, что значительное количество ядерных зарядов было изготовлено на основе ²³⁵U, однако это не связано с работой реакторов. Воздействие этого производства значительно меньше и экологические последствия его внимательно не изучались.

     Что касается локального облучения, то в  период, когда были максимальные технологические  и аварийные выбросы, наблюдениям за их последствиями уделяли мало внимания.

     Что касается США, то основные сбросы в  атмосферу наиболее экологически значимого ¹³¹1 были в 1944—1946-е гг. и составили примерно 18 ПБк, а в период до 1956 г. — 20 ПБк, что приводило к дозам на щитовидную железу до 10 Зв в 1945 г. и коллективной дозе примерно 8 ООО Зв до 1956 г. Данных по выбросам других радионуклидов нет, так же, как и по сбросам в р. Колумбия, которая в отличие от р. Течи многоводная и впадает через несколько десятков километров в Тихий океан.

     Совершенно  иная ситуация на ПО «Маяк». Здесь население, живущее вдоль р. Теча, получало не только внутреннее облучение, но даже и внешнее. Эта совершенно уникальная ситуация — существенное внешнее облучение населения, была обусловлена у-излучением ¹³⁷Cs, ^I06Ru и ⁹⁵Zr, оседавших в пойме реки, на листьях садов и даже внутри домов. Внутреннее облучение было и основном обусловлено потреблением воды и местных продуктов, содержащих ⁸⁹Sr, ⁹⁰Sr, ^I37Cs и другие радионуклиды. Средняя суммарная эффективная доза в деревне Метлино в 7 км от промплощадки была 1,4 Зв. Заметим, что о выбросах в тот период, например ¹³¹1, просто ничего не известно, но они были никак не меньше, чем в США в подобное время.

     Ожидаемая коллективная доза от исследований, разработки и производства ядерного оружия —  примерно 100 000 чел.-Зв, что менее 1 % коллективной дозы, обусловленной ядерными испытаниями в атмосфере.