Радиотоксичность долгоживущих высокоактивных отходов быстрых реакторов в сценариях обращения с облучённым ядерным топливом для достижения радиационной и радиологической эквивалентности с природным ураном

Как известно, технические решения для создания новой реакторной технологии, обеспечивающей естественную безопасность, разрабатываются в России с середины 90-х годов прошлого столетия. К основным принципам этой технологии относится экологическая приемлемость (радиационная эквивалентность), заключающаяся в выравнивании радиотоксичности по-

Иванов В.К. – зам. директора по научн. работе, Председатель РНКРЗ, чл.-корр. РАН; Чекин С.Ю.* – зав. лаб.; Меняйло А.Н. – вед. научн. сотр., к.б.н.; Максютов М.А. – зав. отд., к.т.н.; Туманов К.А. – зав. лаб., к.б.н.; Кащеева П.В. – ст. научн. сотр., к.б.н.; Ловачёв С.С. – мл. научн. сотр. МРНЦ им. А.Ф. Цыба – филиал ФГБУ «НМИЦ радиологии» Минздрава России, ООО «НПК «Мединфо». Спирин Е.В. – гл. научн. сотр. отдела Гл. радиоэколога ПН «Прорыв», д.б.н.; Соломатин В.М. – нач. отдела Гл. радиоэколога ПН «Прорыв», к.б.н. Частное учреждение «ИТЦП «Прорыв».

лучившихся при производстве энергии радиоактивных отходов (РАО) и использованного уранового сырья.

В последние годы произошли серьёзные изменения в оценке уровня радиотоксичности. Дело в том, что были завершены многолетние радиационно-эпидемиологические исследования в Хиросиме и Нагасаки после атомной бомбардировки этих городов в 1945 г. В течение 60 лет после бомбардировки оценивалось состояние здоровья «хибакуси» (лиц, переживших атомную бомбардировку) с точки зрения возможного радиационного канцерогенеза. Было, в частности, установлено, что кроме полученной дозы облучения значимыми параметрами при оценке радиационного онкориска являются пол, возраст на момент радиационного воздействия, достигнутый возраст и др. Несмотря на высокий уровень неопределённости в оценке радиационных рисков при малых дозах облучения (от 0 до 100 мЗв), что подтверждают также выводы радиационно-эпидемиологических исследований после аварии на Чернобыльской АЭС, авторитетные международные организации (НКДАР ООН, МКРЗ и МАГАТЭ) по-прежнему рекомендуют использовать для целей радиационной защиты линейную беспороговую зависимость «доза-эффект» [1-3]. В действующих Международных основных нормах безопасности МАГАТЭ подчёркивается необходимость оценки радиационных рисков при облучении населения и профессиональном облучении [4].

Оценка уровня радиотоксичности облучённого ядерного топлива (ОЯТ) и РАО определяется в настоящей работе по двум основным критериям:

– радиационная эквивалентность – выравнивание ожидаемых эффективных доз (ОЭД) облучения РАО и природного урана за счёт замыкания топливного цикла с сжиганием и трансмутацией минорных актинидов;

– радиологическая эквивалентность – выравнивание пожизненных радиационно-обусловленных рисков потенциальной индукции онкологических заболеваний от РАО и природного урана с учётом динамики эквивалентных (органных) доз облучения.

Главным показателем по этим критериям является время достижения радиационной и радиологической эквивалентности. Важность указанных характеристик определяется возможностью их сравнения с временны́ м интервалом, когда обеспечивается неразрушение инженерных барьеров геологического захоронения.

Материалы и методы

ОЭД радиоактивных отходов при их окончательном захоронении можно вычислить как произведение активности на дозовый коэффициент при пероральном потреблении [5].

Дополнительно для учёта миграционной способности радионуклидов в отходах используют поправку на растворимость либо в виде коэффициента распределения между твёрдой и жидкой фазами, либо с помощью коэффициента задержки – отношения скоростей движения растворённой части радионуклида по порам горных пород к скорости движения воды [6]. Оба коэффициента связаны друг с другом и при их больших величинах практически пропорциональной связью.

В открытом ядерном топливном цикле проблему уменьшения количества радиоактивных отходов и их радиотоксичности практически невозможно решить, в то время как в замкнутом цикле с быстрыми реакторами помимо полного использования добываемого урана возможно сжигание и трансмутация отдельных долгоживущих радионуклидов.

Для определения эффективности обращения с ОЯТ и РАО на принципах радиационной и радиологической эквивалентностей рассмотрим изменение ОЭД во времени долгоживущих высокоактивных отходов (ДВАО). Сценарии для проведения расчётов приведены в табл. 1.

Таблица 1

Варианты обращения с ДВАО для оценок потенциальной биологической опасности

Растворимость	Сценарий для актиноидов (остаток в ДВАО, %)		Сценарий по продуктам деления (ПД)
			вместе с долгоживущими ПД, Cs и Sr	без 95%(Cs+Sr)	без 95%(Cs+Sr) и 95%Tc-95%I
			1	2	3
	0,01% U,Pu,Np	0	0-1	0-2	0-3
	0,1%Am+100%Cm	1	1-1	1-2	1-3
Без учёта раство-	1%Am+100%Cm	2	2-1	2-2	2-3
	0,1%Am+Cm (с выдержкой 70 лет и выделением Pu к ДВАО через 70 лет)	3	3-1	3-2	3-3
	1%Am+Cm (с выдержкой 70 лет и выделением Pu к ДВАО через 70 лет) 13 т U природного	4 5	4-1	4-2	4-3
	0,1%Am+100%Cm	11	11-1	11-2	11-3
	1%Am+100%Cm	12	12-1	12-2	12-3
С учётом раство-	0,1%Am+Cm (с выдержкой 70 лет и выделением Pu к ДВАО через 70 лет)	13	13-1	13-2	13-3
римости	1%Am+Cm (с выдержкой 70 лет и выделением Pu к ДВАО через 70 лет) 13 т U природного	14 15	14-1	14-2	14-3

Исходными данными для расчёта ОЭД ДВАО служили данные по радионуклидному составу в ОЯТ после кампании 5 лет и выдержки 3 года с выгоранием 66 Мвт⋅сут/кг БРЕСТ-ОД-300 U, Pu и Np (99,99% возвращаются в рефабрицированное топливо для быстрых реакторов), минорных актиноидов и долгоживущих продуктов деления вместе с ⁹⁰ Sr и ¹³⁷ Cs [7]. Активность основных долгоживущих радионуклидов (на тонну тяжёлых атомов (т.а.)) в ОЯТ на время выдержки 3 года приведена в табл. 2. Вместе с данными по составу в табл. 2 приведены коэффициенты распределения из работ [8, 9]. Данные по дозовым коэффициентам радионуклидов из состава продуктов деления и цепочек распада актиноидов взяты из Публикации 119 МКРЗ [10].

Входные данные для расчёта ОЭД ДВАО БРЕСТ-ОД-300

Таблица 2

Радионуклид	Активность, Бк/т т.а.	Коэффициент распределения, Kd, л/кг	Радионуклид	Активность, Бк/т т.а.	Коэффициент распределения, Kd, л/кг
235U	6,85E+07	110	89Se	3,36E+10	1000
236U	4,76E+08	110	90Sr	2,79E+15	1000
238U	9,73E+09	110	93mNb	1,35E+10	1000
238Pu	1,25E+15	950	93Zr	1,02E+11	1000
239Pu	2,03E+14	950	94Nb	5,30E+07	1000
240Pu	2,70E+14	950	98Tc	7,74E+05	5
241Pu	2,29E+16	950	99Tc	1,08E+12	5
241Am	3,06E+14	4200	107Pd	1,76E+10	1000
242Pu	9,83E+11	950	108mAg	5,72E+08	1000
242mAm	1,81E+13	4200	115In	5,48E-01	1000
242Am	1,80E+13	4200	121mSn	2,77E+12	1000
242Cm	9,41E+13	19000	126Sn	9,28E+10	1000
243Am	4,94E+12	4200	129	3,34E+09	10
243Cm	3,20E+12	19000	135Cs	1,28E+11	1000
244Pu	1,87E+04	950	137Cs	7,81E+15	1000
244Cm	2,91E+14	19000	138La	1,56E+02	1000
245Cm	4,68E+10	19000	151Sm	2,59E+14	1000
246Cm	2,90E+09	19000	152Eu	3,86E+12	1000
247Cm	1,62E+04	19000	154Eu	3,52E+14	1000
248Cm	1,10E+04	19000	158Tb	5,88E+08	1000
237Np	6,45E+09	38	166mHo	1,93E+08	1000
234U	2,80E+10	110

Расчёт активности на время t n -го радионуклида в цепочке распада материнского радионуклида из состава актиноидов проводили по формуле [7]:

г

( n      ) n I

An (t)-A1 (0 )-|П Ai 1*2 I ttz;-------

V i - 2      ) k -1

l П ( ^A j -

exp (^- ^ k • t )

^ г n

A)н П (^j

) V j-k + 1

-

I

I

I , ^ k )U

где A n (t) – активность n -го радионуклида в цепочке распада на время t , Бк; A 1 (0) – начальная активность материнского радионуклида, Бк; A i - константа распада / -го радионуклида, год ^-1 .

Оценка радиологической эквивалентности основывается на вычислении по ОЭД от ДВАО пожизненных атрибутивных радиационных рисков (LAR) заболеваемости злокачественными новообразованиями (ЗНО). Методика вычисления LAR от внутреннего облучения изложена ранее в работе [11]. Напомним, что LAR характеризует избыточное число случаев ЗНО, которые могут произойти в группе облучённых лиц в течение всей последующей жизни, по сравнению с их ожидаемым фоновым числом в отсутствие этого облучения.

При условии дожития до текущего возраста e этот риск вычисляется путём суммирования избыточного абсолютного риска (EAR) с весом функции здорового дожития по возрастам дожития a , начиная от текущего возраста e до 100 лет.

LAR ( s, c, e ) - --------- • У Г EAR ( s ,c, a ) • S ( s ,c,e, a ) 1 .               (2)

DDREF                      J a - e

Здесь s – пол, c – локализация опухоли, e – текущий возраст, a – возраст, на который прогнозируется риск ( a ≥ e ), DDREF – коэффициент эффективности дозы и мощности дозы, равный 2 для солидных ЗНО и 1 – для лейкозов, S – функция здорового дожития.

Избыточный абсолютный риск – это приращение фонового показателя заболеваемости ЗНО после радиационного воздействия. Данный риск вычисляется как взвешенное среднее между аддитивной и мультипликативной моделями избыточного абсолютного риска. Данные модели и числовые значения параметров этих моделей приведены в Публикации 103 МКРЗ [2].

Функция здорового дожития характеризует вероятность для человека заданного пола s и возраста e дожить до заданного возраста a и не заболеть при этом ЗНО заданной локализации c .

Для целей определения радиологической эквивалентности используется усреднённый пожизненный атрибутивный риск онкозаболеваемости по всем возможным возрастам населения (0-100 лет) и полу.

Вычисление пожизненного атрибутивного риска производится по эквивалентным дозам, полученным из ОЭД ДВАО, нормированной на ОЭД 13 т природного урана. Напрямую ОЭД не используется, а сначала преобразуется в набор эквивалентных доз для органов и тканей от однократного поступления в организм нормированной ОЭД для соответствующих радионуклидов. Для преобразования ОЭД в набор эквивалентных доз применяется база данных МКРЗ [10], где дана динамика накопления эквивалентных доз во времени для различных органов и типов радионуклидов. Схема определения эквивалентных доз по ОЭД подробно была описана ранее [11].

Результаты и обсуждение

Результаты расчётов ОЭД по разным сценариям обращения с ОЯТ для критической группы населения «взрослые» представлены на рис. 1-10 в виде относительных величин по сравнению с ОЭД 13 т природного урана.

1,OE+OO l.OE+Ol 1,0Е+02   1.0E+03   1.0E+04   1.0E+05   l,0E+06

Время, год

Рис. 1. ОЭД ДВАО от 1 т ОЯТ БРЕСТ-ОД-300 по отношению к 13 т природного U по сценариям без выделения актиноидов.

1,OE+OO 1,OE+O1   1.0E+02   1.0E+03   1.0E+04   1.0E+05   l,0E+06

Время, год

Рис. 2. ОЭД ДВАО от 1 т ОЯТ БРЕСТ-ОД-300 по отношению к 13 т природного U по сценариям с выделением 99,9% Am.

1,OE+OO 1,OE+O1   1.OE+O2   1.OE+O3 1,OE«M l,0E<-05   1.0E+06

Время, год

Рис. 3. ОЭД ДВАО от 1 т ОЯТ БРЕСТ-ОД-300 по отношению к 13 т природного U по сценариям с выделением 99% Am.

1,0Е4-00   1,OE+O1   l,0E+02   l,0E*03   l,0E*04 l,0E+05   l,0E*06   l,0E*07

Время, ГОД

Рис. 4. ОЭД ДВАО от 1 т ОЯТ БРЕСТ-ОД-300 по отношению к 13 т природного U по сценариям с выделением 99,9% Am и выдержкой Cm.

l,0E*00  1,OE+O1  l,0E*02  l,0E+03  l,DE+04  l,0E*05  l,0E+06  l,0E*07

Время, год

Рис. 5. ОЭД ДВАО от 1 т ОЯТ БРЕСТ-ОД-300 по отношению к 13 т природного U по сценариям с выделением 99% Am и выдержкой Cm.

Рис. 6. ОЭД растворимой части ДВАО от 1 т ОЯТ БРЕСТ-ОД-300 по отношению к 13 т природного U по сценариям с выделением 99,9% Am.

Рис. 7. ОЭД растворимой части ДВАО от 1 т ОЯТ БРЕСТ-ОД-300 по отношению к 13 т природного U по сценариям с выделением 99% Am.

Рис. 8. ОЭД растворимой части ДВАО от 1 т ОЯТ БРЕСТ-ОД-300 по отношению к 13 т

природного U по сценариям с выделением 99,9% Am и выдержкой Cm.

Рис. 9. ОЭД растворимой части ДВАО от 1 т ОЯТ БРЕСТ-ОД-300 по отношению к 13 т природного U по сценариям с выделением 99% Am и выдержкой Cm (дополнительно вариант 14-4 без выделения I и Tc и выделением 99% Cs и Sr).

Рис. 10. Сравнительная ОЭД ДВАО при выделении Cs и Sr (вариант 1-2) и дополнительно Cm для выдержки (вариант 3-2).

Анализ данных, представленных на рисунках, показывает, что наибольшей эффективностью по уменьшению ОЭД долгоживущих высокоактивных отходов обладают приёмы обращения с ОЯТ – выделение на трансмутацию Am, на использование и хранение Cs и Sr, а также временное хранение Cm в течение 70 лет с выделением Pu. Последний вариант наглядно показан на рис. 10. Выделение I и Tc можно рассматривать как дополнительные мероприятия по уменьшению потенциального вреда здоровью человека от ДВАО. Эффект от них проявляется при учёте растворимости радионуклидов на времена более 300-500 лет, когда влияние Cs и Sr мало сказывается на ОЭД.

На основе данных рис. 1-10 были вычислены значения LAR. В табл. 3 представлен результат оценки времени наступления радиационной и радиологической эквивалентностей.

Из полученных данных следует, что в большинстве случаев радиологическая эквивалентность наступает значительно раньше радиационной. Исключением являются сценарии 11-1, 11-2, 12-1, 12-2, 13-1, 13-2, 13-3, 14-1, 14-2. Наоборот, для сценария 11-3 время наступления радиологической в 15,3 раза меньше, чем время наступления радиационной эквивалентности. Примерно такое же соотношение для сценария 2-2 (14,9 раза). В среднем по всем сценариям радиологическая эквивалентность наступает примерно в три раза раньше радиационной.

Таблица 3

Время наступления радиационной и радиологической эквивалентностей по разным сценариям обращения с ДВАО для критической группы населения

«взрослые» (номера сценариев приведены в соответствии с табл. 1)

Номер сценария	Радиационная эквивалентность, лет	Радиологическая эквивалентность, лет
0-1	23535	4867
0-2	23523	4867
0-3	23474	4866
1-1	341	284
1-2	210	143
1-3	209	142
2-1	821	291
2-2	819	165
2-3	816	165
3-1	290	280
3-2	188	165
3-3	188	165
4-1	452	287
4-2	394	176
4-3	392	176
11-1	65976	303790
11-2	65534	301019
11-3	4455	291
12-1	70912	310301
12-2	70490	307540
12-3	4772	547
13-1	55454	302800
13-2	54881	300026
13-3	199	227
14-1	62335	309317
14-2	61794	306554
14-3	320	262

Для примера на рис. 11 представлены данные по радиологической эквивалентности сценария 1-3. В этом сценарии наблюдается минимальное время наступления радиологической эквивалентности.

Рис. 11. LAR ДВАО от 1 т ОЯТ БРЕСТ-ОД-300 и 13 т природного урана, полученный по дозам, нормированным на 1 мЗв ОЭД 13 т природного урана; точка пересечения кривых 143 года.

На рис. 12 и 13 представлен для сценария 1-3 вклад (в %) значимых радионуклидов ДВАО в ОЭД и LAR соответственно. Под значимыми радионуклидами понимаются те, чей вклад в ОЭД выше 1% в течение первых 5000 лет выдержки. Из этих рисунков видно, что наибольший вклад как в ОЭД, так и в LAR в первый период времени выдержки вносит изотоп ²⁴⁴ Cm, а уже через 500 лет начинает доминировать изотоп ²⁴⁰ Pu.

Время выдержки

-•-Am-241-«-Ст-243 ■♦ Cm-244-«-Cm-245-«-Cs-137 -• Eu-154

-•-Pu-238 -«-Pu-239 ■* Pu-240 -e-Sm-151-«-Sr-90

Рис. 12. Вклад (%) в ОЭД значимых радионуклидов ДВАО от 1 т ОЯТ БРЕСТ-ОД-300 для сценария 1-3.

—^Am-241 ^^—Cm-243 ^ Cm-244-«-Cm-245-«-Cs-137 -«-Eu-154

—•- Pu-238 -«-Pu-239 -• Pu-240 ■•- Sm-151-•-Sr-90

Рис. 13. Вклад (%) в LAR значимых радионуклидов ДВАО от 1 т ОЯТ БРЕСТ-ОД-300 для сценария 1-3.

На расчёт времени достижения радиологической эквивалентности оказывают влияние неопределённости расчёта величин LAR. Они складываются из нескольких составляющих: неопределённость коэффициентов моделей рисков и DDREF, неопределённость фоновых (в от- сутствие техногенного облучения) половозрастных показателей заболеваемости ЗНО, неопределённость дозы.

Модели радиационного риска МКРЗ [2], использованные для расчётов в данной работе, содержат неопределённости, связанные с оценкой параметров этих моделей по эпидемиологическим данным. Стандартные отклонения параметров модели для солидных типов рака и для лейкозов можно оценить по данным работ D.L. Preston и соавт. [12, 13]. Таблицы стандартных отклонений параметров моделей приведены в работе А.Н. Меняйло и соавт. [14]. Считается, что оценки параметров моделей распределены по нормальному вероятностному закону, так как были получены методом максимального правдоподобия [15]. Неопределённость DDREF в данной работе не учитывалась, т.к. в использованных моделях МКРЗ величины DDREF (2 – для солидных ЗНО и 1 – для лейкозов) введены как детерминированные константы, не связанные со статистическими оценками остальных параметров этих моделей по эпидемиологическим данным. Учёт неопределённости DDREF требует отдельного более широкого изучения, в совокупности с неопределённостями структуры моделей риска, в частности, с учётом моделей НКДАР ООН [1].

Половозрастные показатели заболеваемости ЗНО входят в расчёт избыточного абсолютного риска заболеваемости солидными типами ЗНО по мультипликативной модели МКРЗ и считаются распределёнными по усечённому слева (в отрицательной области значений) нормальному закону со средним значением, соответствующим усреднённому по регионам РФ фоновому показателю для заданного возрастного интервала и пола. Эмпирическое стандартное отклонение среднего показателя вычислено по выборке, состоящей из фоновых показателей для каждого региона РФ. Оно рассчитано отдельно для каждого пятилетнего возрастного интервала и пола. Функция дожития считается детерминированной функцией.

Большой вклад в неопределённость радиационных рисков вносит неопределённость дозы облучения, обусловленная погрешностями измерений и методов оценки доз. В случае внутреннего облучения оценка эквивалентных доз в органах и тканях опирается на модельные представления о стандартном человеке. Неопределённость, связанная с оценками доз, наиболее велика именно для внутреннего облучения. Неопределённость дозы в данной работе задавалась как неопределённость ОЭД в виде стандартного отклонения, равного 75% от среднего значения ОЭД, при условии логнормального распределения ОЭД. Статистический разброс значений моделировался отдельно для ОЭД от каждого радионуклида. В расчёте использовались только те радионуклиды, которые вносили вклад в ОЭД больше 1% за первые 5000 лет выдержки ОЯТ (рис. 12).

Оценка неопределённостей величин LAR от ДВАО была проведена для сценария 1-3 (табл. 1), для которого прогнозируется минимальное время достижения радиологической эквивалентности. Оценка 95% доверительных границ LAR проводилась методом Монте-Карло [16], на основе 1000 случайных реализаций LAR для каждого календарного года или для каждого возраста на момент поступления радионуклидов.

Результаты расчёта для взрослого населения России (18-100 лет на момент поступления радионуклидов) [17], с указанием 95% нижней доверительной границы (НДГ) и верхней доверительной границы (ВДГ), приведены в табл. 4.

Таблица 4

LAR ДВАО от ОЯТ БРЕСТ-ОД-300, нормированный на 1 мЗв ОЭД природного урана, для взрослого населения России

Время выдержки ОЯТ БРЕСТ-ОД-300, годы	LAR ДВАО от ОЯТ БРЕСТ-ОД-300			Отличие доверительных границ от среднего значения, в %
	Среднее	95% НДГ	95% ВДГ	95% НДГ	95% ВДГ
1	1,88E-03	1,74E-03	2,09E-03	7,48	11,33
30	7,44E-04	6,90E-04	8,11E-04	7,28	8,98
50	4,13E-04	3,84E-04	4,48E-04	7,07	8,40
70	2,37E-04	2,20E-04	2,57E-04	7,01	8,29
100	1,09E-04	1,02E-04	1,17E-04	6,77	7,17
140	4,36E-05	4,07E-05	4,68E-05	6,74	7,31
200	1,55E-05	1,46E-05	1,66E-05	6,14	7,06
300	7,47E-06	6,80E-06	8,18E-06	9,00	9,47
500	6,00E-06	5,37E-06	6,74E-06	10,55	12,37
1000	5,26E-06	4,65E-06	6,01E-06	11,62	14,16
5000	3,31E-06	2,91E-06	3,76E-06	12,29	13,34

На рис. 14 показано влияние неопределённости расчёта риска на время достижения радиологической эквивалентности: пересечение по времени кривой LAR ДВАО от ОЯТ реактора БРЕСТ-ОД-300 и LAR от природного урана, в пересчёте на 1 мЗв ОЭД природного урана, для взрослого населения РФ (возраст 18-100 лет на момент поступления радионуклидов). В качестве шкалы времени выбрано время выдержки ОЯТ реактора БРЕСТ-ОД-300. Точка пересечения кривой LAR от ДВАО и уровня LAR от природного урана при учёте неопределённости расчёта LAR от ДВАО меняется незначительно: 139 лет для 95% НДГ LAR, 142 года для среднего значения LAR и 148 лет для 95% ВДГ LAR.

При расчёте LAR по половозрастным группам абсолютный статистический разброс значений риска меняется с возрастом, что иллюстрирует рис. 15 на примере выдержки 140 лет ОЯТ реактора БРЕСТ-ОД-300.

• LAR ДВАО, среднее

LAR ДВАО, 95% ВДГ

LAR ДВАО, 95% НДГ

- е - LAR природного урана

Рис. 14. LAR ДВАО от ОЯТ реактора БРЕСТ-ОД-300 и LAR природного урана, в пересчёте на 1 мЗв ОЭД природного урана, для взрослого населения РФ (18-100 лет).

Возраст на момент поступления радионуклидов, лет

Рис. 15. LAR ДВАО от ОЯТ реактора БРЕСТ-ОД-300 в пересчёте на 1 мЗв ОЭД природного урана, и его 95% доверительные границы, в зависимости от возраста при поступлении радионуклидов в организм человека.

На рис. 16 показано влияние неопределённости расчёта риска на время достижения радиологической эквивалентности: пересечение по времени кривой LAR ДВАО от ОЯТ БРЕСТ-ОД-300 и LAR от природного урана, в пересчёте на 1 мЗв ОЭД природного урана, для возраста 20 лет на момент поступления радионуклидов. В качестве шкалы времени выбрано время выдержки ОЯТ реактора БРЕСТ-ОД-300. Для возраста 20 лет точка пересечения кривой LAR от ДВАО и уровня LAR от природного урана при учёте неопределённости расчёта LAR от ДВАО меняется заметнее, чем в среднем для населения России, приблизительно в пределах 60-летнего интервала: 153 года для 95% НДГ LAR, 184 года для среднего значения LAR и 210 лет для 95% ВДГ LAR.

• LAR ДВАО, среднее                LAR ДВАО, 95% НДГ

••••••••• LAR ДВАО, 95% ВДГ        — е — LAR природного урана

Рис. 16. LAR ДВАО от ОЯТ реактора БРЕСТ-ОД-300 и LAR природного урана, в пересчёте на 1 мЗв ОЭД природного урана, населения РФ возраста 20 лет при поступлении радионуклидов.

Выводы

• 1.    Наибольшей эффективностью по уменьшению ОЭД ДВАО обладают приёмы обращения с ОЯТ – выделение на трансмутацию Am, на использование и хранение Cs и Sr, а также временное хранение Cm в течение 70 лет с выделением Pu.

• 2.    В среднем по всем сценариям радиологическая эквивалентность наступает примерно в три раза раньше радиационной.

• 3.    Из 27 рассмотренных сценариев обращения с ОЯТ реактора БРЕСТ-ОД-300 к наименьшим срокам достижения радиологической эквивалентности ДВАО и природного урана приводит сценарий, по которому остаток актиноидов в ДВАО представляет собой 0,1% Am и 100% Cm, а продукты деления (Cs, Sr, Tc, I) удалены на 95% от исходного состава ОЯТ (табл. 1, сценарий 1-3).

• 4.    С учётом неопределённости расчёта радиационных рисков время достижения радиологической эквивалентности ДВАО ОЯТ реактора БРЕСТ-ОД-300 и природного урана наиболее заметно увеличивается для молодой части взрослого населения России. Для возраста 20 лет время достижения радиологической эквивалентности может увеличиться со 184 до 210 лет (95% ВДГ). Для детского населения требуются дальнейшие исследования данного вопроса.