Оценка радиоэкологического воздействия в операционной фазе подземного захоронения радиоактивных отходов

Теоретические аспекты безопасности захоронения радиоактивных отходов (РАО) в геологические формации обсуждаются уже несколько десятилетий; при этом основное внимание уделяется расчётам распространения радионуклидов через тысячи лет после закрытия хранилища (см., например, технические отчёты по анализу безопасности предполагаемого объекта по захоронению РАО в Швеции [1]). Вопросам безопасности во время операционной фазы подземного захоронения уделяется значительно меньшее внимание. Однако, именно в период заполнения объекта захоронения РАО, который может продолжаться 20-50 лет, хранилище является открытым и подверженным различным внешним воздействиям. В период заполнения объекта захоронения РАО радиоактивность отходов и контакты с окружающей средой имеют наиболее высокие показатели и могут представлять более высокую потенциальную опасность по сравнению с последующими периодами после его закрытия.

На основе многолетних исследований потенциальных мест строительства объекта для захоронения высокоактивных отходов перспективным был признан Нижнеканский гранитоидный массив, расположенный в районе Горно-химического комбината (ГХК) (г. Железногорск, Красноярский край) [2, 3]. Участки для подземного захоронения РАО на Нижнеканском массиве сложены

Сазыкина Т.Г. – вед. науч. сотр., д.ф.-м.н.; Крышев И.И.* – гл. научн. сотр., д.ф.-м.н., профессор. ФГБУ «НПО «Тайфун».

массивными монолитными гранитоидами и гнейсами, не подверженными воздействию подземных вод. В этом хранилище предполагается захоронение отработанного ядерного топлива (ОЯТ) в горизонтальных выработках высотой 10 м и общей площадью 800 x 800 м; остеклованных высокоактивных отходов (ВАО) с высоким тепловыделением (изотопы цезия и стронция) в горизонтальных выработках общей площадью 400 x 400 м; отвержденных ВАО с долгоживущими радионуклидами и низким тепловыделением в вертикальных цилиндрических емкостях диаметром до 20 м, глубиной до 40 м [3]. Внутреннее пространство вокруг емкостей с РАО предполагается заполнять бентонитом. Предполагается, что при просачивании подземных вод по зонам трещиноватости бентонит будет разбухать, создавая давление 2-5 МПа и более, что должно способствовать повышению прочности подземного хранилища и заполнению трещин и пустот.

Предметом настоящей работы является оценка возможного радиоэкологического воздействия подземного хранилища РАО в операционной фазе его функционирования на примере предполагаемого объекта захоронения РАО в районе ГХК.

Материалы и методы

Оценка дозы облучения населения

Радионуклидный состав РАО включает большое число радионуклидов с различными свойствами, в том числе изотопы урана, плутония, америция, нептуния, технеция, циркония, йода, стронция, цезия и др. При нарушении целостности оболочек контейнеров РАО выделяются газообразные радионуклиды, 3H, 14C, 85Kr.

Облучение населения в операционный период эксплуатации хранилища РАО определяется техногенной радиоактивностью окружающей среды, обусловленной атмосферными выбросами радионуклидов. В связи с локализацией контейнеров с РАО и другого используемого оборудования в пределах подземного хранилища РАО утечки радионуклидов от твёрдых и жидких РАО пренебрежимо малы и не оказывают влияния на дозы облучения населения. Поскольку данные по ожидаемым выбросам из планируемого объекта захоронения РАО отсутствуют, для расчётов использовались международные и экспертные оценки атмосферных выбросов наиболее радиологически значимых радионуклидов из модельных подземных хранилищ РАО (табл. 1) [4-7].

Таблица 1

Оценки выбросов радиоактивных веществ в атмосферу от подземного хранилища РАО в операционный период его эксплуатации, ТБк/год

Сценарий выбросов	Углерод-14	Тритий	Радон-222
Сценарий 1. Захоронение ОЯТ и облучённого графита (операционный период эксплуатации хранилища) по данным [4, 5]	0,5	1	2
Сценарий 2. Захоронение ОЯТ (экспертная оценка)*	0,05	<1	0,2
Сценарий 3. Захоронение остеклованных ВАО (экспертная оценка)**	10 -6	<<1	0,2

* При оценке предполагалось, что содержание 14С в облучённом графите в 10 раз превосходит его содержание в ОЯТ [6], предполагалось снижение утечки радона в 10 раз по сравнению со сценарием 1 вследствие увеличения времени его удержания в контейнерах повышенной безопасности, предназначенных для захоронения высокоактивных отходов;

** При оценке учитывалось, что в остеклованных ВАО отсутствует 3H и сохраняется 0,002% от исходного количества 14C [7].

Содержание радионуклидов в выбросах потенциального подземного хранилища в значительной степени зависит от вида и состава захораниваемых радиоактивных материалов. В табл. 1 приведены величины ожидаемых выбросов при заполнении хранилища различными видами радиоактивных материалов: расчётные данные по проектируемому хранилищу в Великобритании с захоронением облучённого графита и высокоактивных отходов [4, 5]; экспертные оценки выбросов при захоронении отработанного ядерного топлива; экспертные оценки выбросов при захоронении остеклованных ВАО.

При захоронении облучённого графита и ВАО в операционный период эксплуатации подземного хранилища атмосферные выбросы радионуклидов практически полностью определяются углеродом-14, тритием и радоном-222. Вклад остальных радионуклидов, включая газообразный криптон-85, несуществен [5]. В рамках сценария 1, основными источниками углерода-14 в геологическом хранилище РАО являются облучённый графит, облучённые металлы контейнеров и конструкций (облучение присадок азота и углерода, присутствующих в сталях), органические материалы, воздух, вода. Углерод-14 образуется при нейтронном облучении из азота, кислорода и углерода. Преобладающим источником углерода-14 является облучённый графит. Тритий присутствует в облучённом графите и других РАО. Радон образуется при распаде содержащегося в РАО радия-226, являющегося дочерним продуктом распада в ряде распада урана-238. Отметим, что общее содержание углерода-14 в предполагаемом подземном хранилище оценивается в 8·103 ТБк. Таким образом, ежегодные утечки углерода-14 в хранилище РАО в операционный период в среднем составляют 0,00625% от общего запаса этого радионуклида. Максимальный выброс углерода-14 оценивается в 6 ТБк/год, или 0,075% от его общего запаса в хранилище [5].

В общем случае оценка дозы облучения населения от выбросов радиоактивных веществ хранилища РАО в операционный период его эксплуатации производится по формуле:

РДН.= Hng j+ Hn,,i + Hext ,i, где Hing,i – годовая доза внутреннего облучения населения от поступления радионуклида i с пищевыми продуктами; Hinh,i – годовая доза внутреннего облучения за счёт ингаляции радионуклидов с атмосферным воздухом; Hext,i – годовая доза внешнего облучения, включающая облучение от загрязнённой радионуклидом поверхности земли (вклад i-го радионуклида, содержащегося в почве).

Поскольку в рассматриваемом случае дозы внешнего облучения от выбросов трития, углерода-14 и радона-222 являются пренебрежимо малыми по сравнению с дозами внутреннего облучения, далее представлены оценки дозы внутреннего облучения населения.

Расчёт потенциальной дозы на население от потребления продукции, выращенной на потенциально загрязнённой территории вблизи хранилища РАО, проводился по формуле:

H = Yq R e В , ng , i     q .,Pi , p    p   ° mg , i    p ’

p

где q i,p – концентрация i -го радионуклида в p -м продукте питания, Бк/кг; R p – годовое потребление p -го продукта питания, кг/год; £ _ing ,i - дозовый коэффициент для пищевого поступления радионуклида, Зв/Бк; B p – коэффициент, учитывающий потери радионуклида при кулинарной обработке р -го продукта.

Учитывались следующие основные пути пищевого поступления радионуклидов: поступление с зелёной частью растений, плодовыми овощами, картофелем и корнеплодами, молоком и мясом, и водой.

Доза внутреннего облучения населения при вдыхании радионуклидов H inh,i определяется из соотношения:

H inh , i = ε inh , i ⋅ U inh ⋅ C air , s , i , где ε inh,i – фактор дозовой конверсии при ингаляции i -го радионуклида, Зв/Бк; C air,s,i – концентрация радионуклида в воздухе, Бк/м³; U inh – интенсивность дыхания человека, м³/год.

В табл. 2 представлены численные значения параметров, используемых при расчётах дозы на население [8].

Таблица 2

Значения параметров для расчёта загрязнения сельскохозяйственной продукции и доз на человека от поступления радионуклидов с пищевыми продуктами

Параметр	Символ	Численное значение	Размерность
Дозовый коэффициент для пищевого поступления радионуклидов	ε ing,i	1,8∙10-11 (3H) 5,8∙10-10 (14C)	Зв/Бк
Годовое потребление р-го продукта питания	R p	67 (зелёные и плодовые овощи); 138 (картофель и корнеплоды); 75 (фрукты); 300 (молоко); 60 (мясо); 478 (вода)	кг/год
Коэффициент, учитывающий потери радионуклида при кулинарной обработке продукции	B p	0,7 (зелёные и плодовые овощи); 0,8 (картофель и корнеплоды); 0,8 (фрукты) 1,0 (молоко); 0,9 (мясо)	Безразмерный
Отношение содержание i-го радионуклида в продукте питания p к концентрации i-го радионуклида в воздухе	q i,p /C air,s,i	3 H 110 (зелёные и плодовые овощи) 100 (картофель и корнеплоды); 100 (фрукты) 110 (молоко); 87 (мясо) 14 C 270 (зелёные и плодовые овощи) 530 (картофель и корнеплоды); 530 (фрукты) 270 (молоко); 800 (мясо)	Бк/кг на Бк/м3
Дозовый коэффициент при вдыхании радионуклидов для населения	ε inh,i	1,8∙10-11 (3H) 2,0∙10-9 (14C) 6,0∙10-9 (222Rn)	Зв/Бк
Интенсивность дыхания взрослого человека	U inh	23	м3/сут

Оценка дозовых нагрузок на биоту

Расчёты мощности дозы облучения организмов биоты выполнялись по методам, изложенным в публикациях [9, 10], адаптированным к местным условиям.

Полный вклад i-го радионуклида в мощность дозы облучения j-го референтного объекта биоты складывается из дозы внутреннего облучения от радионуклида, инкорпорированного в ткани организма De"ympy, и дозы внешнего облучения Deнешi,j■ от радионуклидов, содержащихся в компонентах природной среды:

D. у = DBHymp + D^«еш

■

Мощность дозы внутреннего облучения j -го референтного объекта биоты от инкорпорированного i -го радионуклида рассчитывается по формуле:

внутр         внутр i, j                            i, j                i. j где DeHympij — мощность дозы внутреннего облучения; DCFeHympi,j- - фактор дозовой конверсии для внутреннего облучения j-го референтного объекта биоты от i-го радионуклида, (10-6 Гр/ч)/(Бк/кг сырого веса); Ci.j - удельная активность i-го радионуклида в организме j-го референтного объекта биоты, Бк/кг сырого веса.

Мощность дозы внешнего облучения j -го референтного объекта наземной биоты, находящегося на поверхности земли от i -го радионуклида в почве, оценивается при консервативном приближении полубесконечной геометрии источника по формуле:

О^ш = 0,5. DCFвнеш . спочва. аповерх, где Dвlнешi,j - мощность дозы внешнего облучения от i-го радионуклида, при нахождении на поверхности земли; DCF^ij - фактор дозовой конверсии для внешнего облучения j-го референтного вида биоты от i-го радионуклида, (мкГр/ч)/(Бк/кг сырого веса); cn04Bai - удельная активность i-го радионуклида в почве, Бк/кг сырого веса; anoeepXj - доля времени, которую j-й референтный организм проводит на поверхности загрязнённой земли.

Рекомендуемые значения параметров, представленных в формулах для оценки мощности дозы для различных радионуклидов и референтных объектов биоты, приведены в [9, 10].

В соответствии с рекомендациями Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ) и Научного комитета по действию атомной радиации Организации Объединенных Наций (НКДАР ООН) [9, 10] для оценки радиоэкологического воздействия были выбраны следующие референтные объекты наземной биоты: дерево, трава, млекопитающее (мышь), птица, ля- гушка.

В качестве критериев радиоэкологического воздействия хранилища РАО на биоту использовались референтные уровни экологически безопасных дозовых нагрузок (40 мкГр/ч для животных и 400 мкГр/ч для растений), при которых не ожидается заметных радиационных эффектов в популяциях [9-11].

Результаты и обсуждение

Оценка дозы облучения населения

При высоте выброса 15 м, в рамках сценария 1 для условного резидента, проживающего в непосредственной близости от хранилища РАО и потребляющего пищу, выращенную в пределах 0,5 км от источника выброса радионуклидов, ожидаемые дозовые нагрузки при средней мощности выброса оцениваются в 0,052 мЗв/год (табл. 3). Основной вклад в эту дозу дают радон (82%) и углерод-14 (17%). Вклад трития - пренебрежимо мал, менее 1%. Вклад ингаляции в дозу от выбросов радиоактивных веществ составляет 85%, пищевой цепочки - около 15%.

Таблица 3

Оценки среднегодовой дозы облучения населения, проживающего вблизи подземного хранилища РАО в операционный период эксплуатации (сценарий 1)

Радионуклид	Выброс, Бк/год	Доза от потребления пищи, мЗв/год	Доза от ингаляции воздуха, мЗв/год	Суммарная доза, мЗв/год
Тритий	1,0∙1012	2,6∙10-4	1,3∙10-4	3,9∙10-4
Углерод-14	5,0∙1011	7,4∙10-3	1,6∙10-3	9,0∙10-3
Радон-222	2,0∙1012	-	4,3∙10-2	4,3∙10-2
Сумма (округлённо)		7,7∙10-3	4,47∙10-2	5,2∙10-2

Поскольку содержание выбрасываемых радионуклидов в воздухе существенно снижается по мере удаления от источника выбросов, при доминирующем вкладе ингаляции в суммарную дозу вблизи хранилища РАО, при удалении от хранилища будет происходить быстрое снижение дозовых нагрузок на население даже при консервативном предположении о потреблении продуктов питания, выращенных в ближней зоне, за пределами этой зоны. При максимальных выбросах доза облучения оценивается в 0,16 мЗв/год, основной вклад в эту дозу даёт углерод-14 (69%), вклад радона – около 27%. Таким образом, согласно консервативной оценке даже при максимальных выбросах радионуклидов дозы облучения условных резидентов, проживающих в непосредственной близости от подземного хранилища в операционный период его эксплуатации, заметно ниже по сравнению с референтным критерием радиологического воздействия на население – 0,3 мЗв/год, предложенного в публикациях МКРЗ [12]. При увеличении высоты выброса до 30 м, вследствие рассеяния радиоактивных веществ, средняя доза облучения условного резидента снижается до 0,01 мЗв/год, т.е. примерно в 5 раз, а максимальная – до 0,078 мЗв/год, т.е. примерно в 2 раза по сравнению с высотой выброса в 15 м.

Рис. 1. Расчётные дозовые нагрузки на население от выбросов углерода-14 из проектируемого хранилища радиоактивных отходов в районе ГХК (сценарий 1).

На удалении более 500 м от предполагаемого хранилища РАО при высоте выброса 15 м для наиболее консервативного сценария 1 доза облучения населения определяется углеродом-14 и не превышает 0,01 мЗв/год (рис. 1). При удалении от источника выбросов дозовые нагрузки снижаются и на расстоянии около 5 км в районе ближайшего существующего населённого пункта с. Атаманово (около 2400 чел.) составляют менее 0,0005 мЗв/год.

Если в хранилище РАО не планируется захоранивать облучённый графит, являющийся основным источником выбросов углерода-14, более реалистичными при оценках дозы облучения населения являются сценарии 2 и 3 (табл. 4).

Таблица 4

Прогнозные оценки дозы облучения населения от выбросов радионуклидов в операционный период эксплуатации предполагаемого объекта захоронения РАО в районе ГХК

Сценарий захоронения РАО	Оценка дозы для условного резидента, проживающего вблизи хранилища РАО, мЗв/год	Наиболее значимые радионуклиды и пути облучения
Сценарий 2. Захоронение ОЯТ	0,0052	222Rn (82%), ингаляция; 14С (17%), ингаляция, потребление пищи
Сценарий 3. Захоронение остеклованных ВАО	0,0043	222Rn (99%), ингаляция

Согласно оценкам в рамках сценария 2 при высоте выброса 15 м при захоронении высокоак- тивных отходов в подземное хранилище в районе ГХК в операционный период его эксплуатации дозы облучения населения вблизи хранилища в среднем составят 0,0052 мЗв/год и в основном бу- дут обусловлены атмосферными выбросами радона и углерода-14. При этом по сравнению со сце- нарием 1 имеет место существенное снижение ожидаемой дозы от углерода-14 (рис. 2).

Рис. 2. Расчётные дозовые нагрузки на население от выбросов углерода-14 из подземного хранилища РАО (сценарий 2).

Для условного резидента, проживающего в непосредственной близости от хранилища РАО и потребляющего пищу, выращенную в пределах 0,5 км от источника выброса углерода-14, ожидаемые дозовые нагрузки от углерода-14 при средней мощности выброса составляют 0,0009 мЗв/год. В районе ближайшего существующего населённого пункта с. Атаманово (около 2400 чел.) дозовые нагрузки от углерода-14 составляют менее 0,00005 мЗв/год, т.е. значительно ниже уровня дозы 0,01 мЗв/год, соответствующего пренебрежимому радиационному риску.

При захоронении остеклованных РАО, характеризующихся значительным снижением содержания углерода-14 вследствие его выброса в окружающую среду в процессе переработки РАО, дозы от углерода-14 становятся пренебрежимо малыми (отметим актуальность проблемы оценки дозы от выбросов углерода-14 на стадии остекловывания РАО). Основной вклад в дозу облучения местного населения в рамках сценария 3 вносит радон (табл. 4). В среднем доза облучения населения при захоронении остеклованных РАО в операционный период эксплуатации подземного хранилища в районе ГХК оценивается в 0,0043 мЗв/год, что ниже уровня дозы 0,01 мЗв/год, соответствующего пренебрежимому радиационному риску.

Оценки дозовых нагрузок на биоту

Оценки дозовых нагрузок на референтные объекты наземной биоты от газоаэрозольных выбросов геологического хранилища РАО проводились для сценария с наиболее высокими уровнями выбросов радиоактивных веществ (табл. 1), высота выброса – 15 м, расстояние от источника выбросов предполагалось равным 300 м. Дозовые нагрузки для различных представителей флоры и фауны в районе размещения планируемого хранилища РАО в районе ГХК представлены в табл. 5.

Таблица 5

Ожидаемые дозовые нагрузки на наземную биоту от атмосферных выбросов подземного хранилища РАО в операционный период эксплуатации (сценарий 1)

Организм	Мощность дозы, 10-6 Гр/ч	Референтный безопасный уровень облучения, 10-6 Гр/ч
Дерево	0,05	400
Трава	0,04	400
Млекопитающие (мышь)	0,04	40
Птица	0,04	40
Лягушка	0,04	40

Дополнительные дозы облучения объектов биоты от выбросов радиоактивных веществ в операционный период эксплуатации подземного хранилища РАО в районе ГХК оказались близкими по значению для различных референтных объектов биоты, в среднем в 3 раза более низкими по сравнению с природным радиационным фоном. Это связано с тем, что основной вклад в дозу облучения вблизи хранилища РАО даёт углерод-14 для всех рассмотренных объектов биоты. Расчётные дозовые уровни от газообразных выбросов геологического хранилища РАО пренебрежимо малы по сравнению с известными пороговыми значениями появления радиационных эффектов при хроническом облучении. В связи с этим, появление радиационных эффектов на биоту не ожидается при нормальном функционировании подземного хранилища РАО при любом сценарии его загрузки.

Заключение

Рассмотрены основные пути облучения населения при штатных условиях проведения работ по загрузке высокоактивных отходов в подземное хранилище в операционный период его функционирования на примере предполагаемого пункта захоронения РАО в районе ГХК. Облучение населения в операционный период эксплуатации объекта по захоронению РАО определяется техногенной радиоактивностью окружающей среды, обусловленной атмосферными выбросами радионуклидов. Согласно консервативным оценкам, дозы облучения населения от атмосферных выбросов радионуклидов (углерода-14, радона-222 и трития) вблизи предполагаемого объекта по захоронению РАО составят менее 0,01 мЗв/год, что значительно ниже допустимого предела дозы. Расчётные оценки мощности дозы облучения объектов биоты не превышают 0,05 мГр/ч, т.е. пренебрежимо малы по сравнению с референтными экологически безопасными уровнями хронического облучения (40-400 мкГр/ч). Таким образом, не ожидается проявления радиационного воздействия на население и биоту при нормальном функционировании предполагаемого объекта захоронения РАО в районе ГХК.