Соотношение радиационно-обусловленных потенциальных канцерогенных рисков ОЯТ реактора ВВЭР-1000 и РАО реактора Брест-1200 при выработке 1 ГВТXГОД электроэнергии. Часть 1. Радиологическая эквивалентность

Автор: Иванов В.К., Лопаткин А.В., Адамов Е.О., Меняйло А.Н., Чекин С.Ю., Кащеева П.В., Корело А.М., Туманов К.А.

Журнал: Радиация и риск (Бюллетень Национального радиационно-эпидемиологического регистра) @radiation-and-risk

Статья в выпуске: 1 т.31, 2022 года.

Бесплатный доступ

В представленной работе впервые проводится сравнение радиационной безопасности для населения облучённого ядерного топлива (ОЯТ) от водо-водяного энергетического реактора на тепловых нейтронах (ВВЭР-1000) и радиоактивных отходов (РАО) от реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем (БРЕСТ-1200) при одинаковой выработке электроэнергии 1 ГВт×год. Рассмотрен состав и радиационные характеристики направляемых на захоронение долгоживущих отходов. Для ОЯТ и РАО получены оценки потенциальной биологической опасности (ПБО) в терминах эффективной дозы (в Зв) при длительности выдержки до 10000 лет. Оценка потенциального радиационного канцерогенеза осуществляются по современной технологии Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ) с определением величины пожизненного атрибутивного риска (LAR, от англ. Lifetime Attributable Risk). Эта технология МКРЗ была положена в основу компьютерного кода программы «Радиологическое обеспечение защиты населения (РОЗА-Н)», разработанной в проектном направлении (ПН) «Прорыв» Госкорпорации «Росатом» и зарегистрированной в 2021 г. в Едином реестре российских программ (номер регистрации - 2442). Установлено, что потенциальный радиационно-обусловленный канцерогенный риск для населения от ОЯТ ВВЭР-1000 превосходит аналогичный показатель РАО БРЕСТ-1200 в 132 раза. Для ОЯТ ВВЭР-1000 время достижения радиологической эквивалентности по канцерогенному риску с природным урановым сырьём составляет существенно больше, чем 10000 лет (примерно 15600 лет), а для РАО БРЕСТ-1200 - только 120 лет.

Еще

Оят реактора ввэр-1000, рао реактора брест-1200, радиологическая эквивалентность с природным урановым сырьем, пожизненный атрибутивный риск, код роза-н, нормы магатэ по безопасности, преимущества зятц при обосновании экономической эффективности

Еще

Короткий адрес: https://sciup.org/170193948

IDR: 170193948

Текст научной статьи Соотношение радиационно-обусловленных потенциальных канцерогенных рисков ОЯТ реактора ВВЭР-1000 и РАО реактора Брест-1200 при выработке 1 ГВТXГОД электроэнергии. Часть 1. Радиологическая эквивалентность

Как известно, реализуемый Госкорпорацией «Росатом» проект «Прорыв» ориентирован на достижение нового качества ядерной энергетики, промышленную реализацию в конечном итоге замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) на базе реакторов на быстрых нейтронах (РБН). Одной из основных стратегических задач ЗЯТЦ на базе РБН является последовательное приближение к радиационно-эквивалентному (по отношению к природному сырью) захоронению радиоактивных отходов (РАО).

Иванов В.К. – науч. руководитель НРЭР, гл. радиоэколог ПН «Прорыв», Председатель РНКРЗ, чл.-корр. РАН, д.т.н.; Меняйло А.Н. – вед. науч. сотр., к.б.н.; Чекин С.Ю.* – зав. лаб.; Кащеева П.В. – ст. науч. сотр., к.б.н.; Корело А.М. – ст. науч. сотр.; Туманов К.А. – зав. лаб., к.б.н. МРНЦ им. А.Ф. Цыба – филиал ФГБУ «НМИЦ радиологии» Минздрава России. Лопаткин А.В. – науч. рук. по РЭ, д.т.н.; Адамов Е.О. – науч. рук. ПН «Прорыв», д.т.н., проф. АО «Прорыв».

Ранее нами было показано [1-4], что за счёт трансмутации минорных актинидов при ЗЯТЦ на базе РБН достигается в приемлемые сроки эффект радиологической эквивалентности РАО и природного уранового сырья с выравниванием их потенциального канцерогенеза. Эти результаты показывают возможность достижения необходимых уровней радиационной защиты текущего и будущих поколений в соответствии с Основополагающими принципами безопасности МАГАТЭ [5].

Представляет большой интерес получение соотношений потенциальных канцерогенных рисков облучённого ядерного топлива (ОЯТ) реактора ВВЭР-1000 и РАО реактора БРЕСТ-1200 при выработке 1 ГВт⋅год электроэнергии. Речь идёт о сравнении возможных радиологических (онкологических) эффектов. Однако следует понимать, что уровень возможных медицинских последствий облучения принципиальным образом сказывается на экономической эффективности предлагаемых технологий атомной энергетики.

Материалы и методы

Рассмотрим состав и радиационные характеристики направляемых на захоронение долгоживущих отходов для открытого топливного цикла (ОТЦ) на основе реактора ВВЭР-1000 и замкнутого топливного цикла (ЗТЦ) на основе реактора БРЕСТ-1200. Предполагается, что в ОТЦ на захоронение направляется ОЯТ после выдержки 10 или 30 лет. В ЗТЦ на захоронение направляются РАО от переработки ОЯТ, состоящие из 0,1% Sr, Cs, Tc, I, U, Np, Pu, Am, Cm от их содержания в ОЯТ и всех остальных радионуклидов. Предполагается, что до захоронения РАО ЗТЦ выдерживаются 10 лет после момента завершения регенерации ОЯТ.

Выработке электроэнергии 1 ГВт⋅год соответствует масса ОЯТ 19,2 т тяжёлых металлов (для реактора ВВЭР-1000) или масса РАО 8,52 т тяжёлых металлов (для реактора БРЕСТ-1200).

Для ОЯТ и РАО получены оценки потенциальной биологической опасности (ПБО), в Зв эффективной дозы, при поступлении радионуклидов в организм человека с пищей и воздухом (для инертных газов), при длительности выдержки ОЯТ и РАО до 10000 лет. В табл. 1, 2 в качестве примера показаны данные по ПБО при длительности выдержки 200 лет. Как видно из этих таблиц, суммарные значения ПБО для РАО БР-1200 составляют 6,15⋅106 Зв, а для ОЯТ ВВЭР-1000 – 7,80⋅108 Зв, т.е. имеет место отличие более, чем в 100 раз.

Таблица 1 Радиационные характеристики долгоживущих радионуклидов из 19,2 т ОЯТ ВВЭР-1000 при длительности выдержки ОЯТ 200 лет

Радионуклид	Масса, т	ПБО, Зв	Радионуклид	Масса, т	ПБО, Зв	Радионуклид	Масса, т	ПБО, Зв
3_H	2,18E-11	3,25E-01	151_Sm	4,73E-05	4,51E+03	238_Pu	7,56E-04	1,11E+08
¹⁰Be	2,92E-07	2,81E-01	210_Pb	6,72E-12	1,31E+01	239_Pu	8,91E-02	5,11E+07
14_C	8,82E-08	8,46E+00	²²⁶Ra	7,15E-10	7,32E+00	240_Pu	4,15E-02	8,74E+07
79_Se	1,35E-04	1,01E+02	227_Ac	2,07E-11	6,10E+01	241_Pu	1,67E-06	3,07E+04
85_Kr	1,88E-09	2,32E+02	228_Th	1,70E-10	3,61E+02	242_Pu	1,37E-02	4,81E+05
⁹⁰Sr	1,30E-04	1,86E+07	²²⁹Th	3,70E-10	1,30E+00	²⁴⁴Pu	4,61E-07	7,42E-02
⁹³Zr	2,06E-02	5,35E+02	230_Th	1,06E-06	1,70E+02	241_Am	1,94E-02	4,94E+08
93m_Nb	2,17E-07	2,30E+02	231_Pa	3,69E-08	4,57E+01	242m_Am	2,78E-06	2,05E+05
⁹⁹Tc	2,19E-02	1,08E+04	232_U	5,95E-09	1,63E+03	243_Am	2,41E-03	3,55E+06
113m_Cd	1,36E-10	2,60E+01	233_U	9,17E-07	1,63E+01	243_Cm	5,59E-08	1,57E+04
121m_Sn	5,41E-08	4,09E+01	234_U	2,96E-03	3,35E+04	²⁴⁴Cm	3,41E-07	1,23E+05
126_Sn	5,38E-04	2,66E+03	235_U	1,86E-01	6,83E+02	245_Cm	3,21E-05	4,28E+04
129	4,58E-03	3,29E+03	236_U	1,21E-01	1,34E+04	246_Cm	4,10E-06	9,77E+03
135_Cs	7,98E-03	6,81E+02	238_U	1,77E+01	9,68E+03	Сумма	1,82E+01	7,80E+08
137_Cs	3,41E-04	1,42E+07	237_Np	1,75E-02	5,00E+04

Радионуклиды с массовым содержанием, не имеющим прямого физического смысла

(например, менее массы покоя одного атома), в табл. 2 приведены формально, для демонстра- ции корректности расчёта процессов распада.

Радиационные характеристики радионуклидов из 8,522 т РАО БР-1200 при длительности выдержки РАО 200 лет

Таблица 2

Радионуклид	Масса, т	ПБО, Зв	Радионуклид	Масса, т	ПБО, Зв	Радионуклид	Масса, т	ПБО, Зв
³H	1,60E-11	2,39E-01	123_Te	5,14E-07	2,43E-08	193	5,66E-22	2,40E-14
¹⁰Be	1,17E-07	1,13E-01	128_Te	3,27E-03	0,00E+00	194_Hg	0,00E+00	0,00E+00
14_C	4,58E-08	4,38E+00	130_Te	1,04E-02	0,00E+00	204_Tl	1,24E-38	2,76E-28
²² Na	0,00E+00	0,00E+00	129	5,24E-06	3,76E+00	202_Pb	1,11E-29	1,20E-22
²⁶Al	0,00E+00	0,00E+00	136_Xe	3,07E-02	0,00E+00	204_Pb	2,88E-21	0,00E+00
³²Si	0,00E+00	0,00E+00	134_Cs	6,24E-36	5,67E-24	205_Pb	6,86E-18	8,10E-15
³⁶Cl	0,00E+00	0,00E+00	135_Cs	3,20E-05	2,73E+00	210_Pb	3,50E-13	6,81E-01
39_Ar	0,00E+00	0,00E+00	137_Cs	2,62E-07	1,10E+04	207_Bi	2,30E-23	6,07E-14
⁴²Ar	0,00E+00	0,00E+00	¹³³Ba	9,23E-15	8,74E-05	208_Bi	2,18E-18	5,29E-13
40_K	0,00E+00	0,00E+00	137_La	2,33E-08	3,03E-03	210m	7,63E-18	2,37E-12
⁴¹Ca	0,00E+00	0,00E+00	138_La	1,55E-06	1,56E-06	208_Po	4,33E-42	7,32E-29
48_Ca	3,46E-31	0,00E+00	142_Ce	2,28E-02	1,19E-06	209_Po	1,07E-18	5,10E-07
⁴⁴Ti	0,00E+00	0,00E+00	144_Ce	1,02E-80	6,25E-69	226_Ra	3,13E-11	3,20E-01
49_V	3,63E-99	1,96E-89	¹⁴⁴Nd	1,81E-02	2,91E-05	²²⁸Ra	9,25E-20	6,25E-07
50_V	3,00E-26	2,78E-31	150_Nd	4,98E-03	0,00E+00	²²⁷Ac	3,13E-13	9,22E-01
50_Cr	2,27E-33	0,00E+00	143_Pm	2,79E-98	8,19E-88	228_Th	6,00E-10	1,27E+03
53_Mn	4,68E-25	9,38E-22	144_Pm	7,20E-74	6,45E-63	229_Th	2,33E-08	8,19E+01
⁵⁴Mn	1,39E-90	2,82E-79	145_Pm	1,40E-12	7,95E-04	230_Th	2,84E-08	4,55E+00
⁵⁵Fe	1,06E-41	3,10E-31	146_Pm	9,44E-18	1,39E-07	232_Th	2,28E-10	2,04E-07
60_Fe	1,71E-11	2,77E-04	147_Pm	7,04E-26	6,28E-16	231_Pa	4,72E-10	5,85E-01
57_Co	0,283-104	1,85E-94	145_Sm	3,08E-75	6,34E-65	232_U	2,10E-08	5,73E+03
⁶⁰Co	6,00E-17	8,54E-06	146_Sm	1,25E-06	5,93E-02	233_U	8,23E-09	1,47E-01
⁵⁹Ni	4,42E-21	8,22E-16	147_Sm	1,42E-02	5,89E-01	234_U	4,95E-05	5,58E+02
⁶³Ni	8,70E-11	2,74E-02	148_Sm	2,54E-03	1,36E-06	235_U	7,73E-06	2,84E-02
65_Zn	0,137-104	1,63E-93	149_Sm	1,12E-04	1,93E-07	236_U	9,32E-06	1,03E+00
⁷⁰Zn	1,38E-07	0,00E+00	151_Sm	5,85E-04	5,58E+04	238_U	6,26E-03	3,43E+00
⁶⁸Ge	0,197-100	6,72E-90	150_Eu	7,12E-12	2,21E-02	235_Np	6,24E-68	1,72E-58
⁷⁹Se	1,03E-04	7,73E+01	152_Eu	3,16E-10	2,84E+00	236_Np	7,31E-10	4,52E-03
82_Se	6,22E-04	5,58E-11	154_Eu	4,16E-11	8,33E-01	237_Np	8,41E-05	2,41E+02
78_Kr	6,57E-16	0,00E+00	155_Eu	1,29E-16	7,41E-07	236_Pu	1,69E-15	2,86E-03
⁸¹Kr	7,08E-10	2,02E-04	148_Gd	3,15E-18	2,07E-07	238_Pu	1,33E-05	1,94E+06
⁸⁵Kr	7,99E-10	9,82E+01	150_Gd	7,66E-10	1,96E-03	239_Pu	7,70E-04	4,42E+05
87_Rb	2,98E-03	1,43E-02	152_Gd	5,04E-06	1,67E-07	240_Pu	3,89E-04	8,16E+05
90_Sr	4,71E-08	6,74E+03	153_Gd	2,24E-99	7,91E-89	241_Pu	4,37E-09	8,02E+01
⁹³Zr	1,18E-02	3,08E+02	157_Tb	1,79E-08	7,24E-01	242_Pu	4,68E-05	1,64E+03
⁹⁶Zr	1,55E-02	0,00E+00	158_Tb	1,96E-08	1,00E+01	²⁴⁴Pu	8,04E-10	1,29E-04
91_Nb	4,97E-13	6,81E-06	154_Dy	3,58E-15	5,95E-09	241_Am	1,05E-04	2,67E+06
92_Nb	2,97E-11	1,35E-07	163_Ho	9,46E-11	6,89E-05	242m_Am	2,28E-06	1,68E+05
93m_Nb	1,24E-07	1,32E+02	166m_Ho	1,24E-07	1,64E+01	243_Am	1,25E-05	1,85E+04
⁹⁴Nb	7,22E-08	8,52E-01	171_Tm	6,56E-40	2,91E-30	243_Cm	2,56E-09	7,18E+02
⁹³Mo	3,22E-11	2,98E-03	173_Lu	6,14E-60	8,91E-50	²⁴⁴Cm	2,26E-09	8,11E+02
100_Mo	2,14E-02	0,00E+00	174_Lu	1,21E-31	7,53E-22	245_Cm	6,97E-07	9,29E+02
⁹⁷Tc	4,49E-13	1,96E-09	176_Lu	5,05E-10	1,81E-09	246_Cm	4,78E-08	1,14E+02
⁹⁸Tc	3,86E-10	2,85E-05	172_Hf	6,07E-60	2,50E-49	247_Cm	1,59E-09	1,03E-03
⁹⁹Tc	1,80E-05	8,91E+00	174_Hf	4,00E-18	7,14E-21	248_Cm	7,67E-11	9,26E-03
106_Ru	2,84E-62	2,43E-50	178n_Hf	7,53E-16	8,49E-06	250_Cm	0,00E+00	0,00E+00
101_Rh	2,57E-29	5,61E-19	182_Hf	5,19E-13	1,26E-08	247_Bk	1,82E-16	1,41E-06
102m_Rh	7,44E-29	4,00E-18	179_Ta	1,66E-52	4,37E-43	248_Bk	2,41E-21	2,85E-09
107_Pd	9,67E-03	6,81E+00	180m Ta	7,84E-17	4,03E-21	249_Bk	8,32E-79	1,01E-65
108m_Ag	1,03E-08	6,92E+00	183_W	1,36E-13	0,00E+00	248_Cf	8,16E-23	9,53E-10
109_Cd	1,99E-57	3,82E-46	184_W	2,87E-14	0,00E+00	249_Cf	6,74E-10	2,04E+01
¹¹³Cd	4,46E-04	1,40E-07	186m_Re	7,25E-17	5,67E-11	250_Cf	4,10E-15	3,31E-03
113m_Cd	1,19E-09	2,27E+02	187_Re	6,03E-16	5,00E-18	251_Cf	4,54E-12	5,33E-02
115_In	2,60E-04	2,17E-06	184_Os	3,33E-23	0,00E+00	252_Cf	1,31E-36	5,18E-24
119m_Sn	4,57E-82	2,15E-71	186_Os	4,91E-16	9,26E-19	252_Es	4,09E-72	3,33E-59
121m_Sn	2,02E-06	1,52E+03	194_Os	5,04E-30	1,38E-19	254_Es	6,39E-99	8,81E-86
126_Sn	1,08E-03	5,32E+03	192n_Ir	3,29E-21	2,92E-13	Сумма	6,89E-01	6,15E+06
125_Sb	4,65E-26	2,86E-15	190_Pt	4,32E-21	3,80E-21

В табл. 3 показана динамика суммарной ПБО (Зв) для ОТЦ и ЗТЦ при времени выдержки до 10 тыс. лет. Значение ПБО для ЗТЦ остаётся ниже соответствующего показателя для ОТЦ примерно на два порядка. Эти данные позволяют перейти к оценке канцерогенных рисков с использованием новых технологий Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ).

Таблица 3

Динамика суммарной ПБО (Зв) для ОТЦ и ЗТЦ в зависимости от времени выдержки

	Время выдержки, лет
	200	500	1000	4000	6000	8000	10000
ПБО ОТЦ, Зв	7,80⋅10⁸	4,54⋅10⁸	2,74⋅10⁸	1,11⋅10⁸	9,42⋅10⁷	8,22⋅10⁷	7,28⋅10⁷
ПБО ЗТЦ, Зв	6,15⋅10⁶	3,19⋅10⁶	1,97⋅10⁶	9,74⋅10⁵	8,41⋅10⁵	7,34⋅10⁵	6,45⋅10⁵

Оценка радиационного канцерогенеза осуществляется по современной технологии МКРЗ с определением величины пожизненного атрибутивного риска (LAR) [6]. В данном случае величина LAR характеризует пожизненное избыточное число случаев заболеваний злокачественными новообразованиями (ЗНО) в облучённой популяции по сравнению с такой же необлучённой популяцией. Для однократного облучения в возрасте e с эквивалентной дозой H T в органе или ткани T пожизненный атрибутивный риск заболеваемости ЗНО локализации T определяется формулой:

LAR(s,e,H_T) = ^ aoo [EAR(s, e, а, Н т ) • 5 т (е, a)], (1)

где s – пол; e – возраст при облучении; H T – эквивалентная доза в органе или ткани T ; EAR – интенсивность избыточного абсолютного риска заболеваемости ЗНО (риск в год) в возрасте a при облучении ткани T дозой H T в возрасте e для лиц пола s ; S T – функция здорового дожития (без ЗНО с локализацией в T ) от возраста e до возраста a .

Принципиальным моментом в этой технологии является переход от ожидаемой эффективной дозы к органным дозам облучения и оценка канцерогенного риска по каждому органу. Почему это важно? На рис. 1 показаны риски рака от облучения 210Po и 230Th. Как видно, при одинаковых ожидаемых эффективных дозах в 1 мЗв имеет место отличие в радиационных рисках заболеваемости ЗНО примерно в 8 раз, что связано с отличием по эквивалентным органным дозам.

210 _Po

LAR на 1 мЗв = 4,9⋅10-5

N X

Орган или ткань

Эквивалентная доза LAR на 1 мЗв

Рис. 1. Распределение эквивалентных доз и коэффициентов пожизненных атрибутивных рисков (LAR на 1 мЗв) по органам и тканям человека.

230 _Th

LAR на 1 мЗв = 7,2⋅10-6

3,50E-05

3,00E-05

2,50E-05

2,00E-05

1,50E-05

1,00E-05

5,00E-06

0,00E+00

3,50E-05

3,00E-05

2,50E-05

2,00E-05

1,50E-05

1,00E-05

5,00E-06

0,00E+00

Орган или ткань

Эквивалентная доза LAR на 1 мЗв

На рис. 2 показана реализация технологии МКРЗ для оценки радиационных рисков. Имея значения ожидаемых эффективных доз, осуществляется переход к эквивалентным дозам в орга-LAR ё и возраста.

Пожизненный атрибутивный риск в зависимости от пола и текущего возраста

Рис. 2. Технология определения LAR.

Новая технология оценки радиационно-обусловленных канцерогенных рисков МКРЗ была положена в основу кода компьютерной программы РОЗА-Н, включённой в 2021 г. приказом Министерства цифрового развития РФ в Единый реестр российских программ (заявитель – АО «Прорыв», регистрационный номер – 2442).

Результаты и обсуждение

На рис. 3 показана динамика величины R как отношение LAR для ОТЦ к LAR для ЗТЦ для разных времён выдержки (до 10 тыс. лет). Как видно из этого рисунка, в среднем ОТЦ более токсичен по радиационно-обусловленному канцерогенезу, чем ЗТЦ, в 131,8 раза. Что это означает? Ранее было показано [7-9], что при ЗТЦ достигается в приемлемые сроки радиологическая эквивалентность по онкотоксичности РАО и природного уранового сырья. Превышение канцерогенного риска ОТЦ в 131,8 раза по отношению к ЗТЦ требует более 15 тыс. лет выдержки для достижения в ОТЦ радиологической эквивалентности, т.е. обеспечения необходимого уровня радиационной безопасности населения (рис. 4). В частности, ранее было показано, что невыполнение требования радиологической эквивалентности приводит при определённых условиях к росту заболеваемости ЗНО на 20% [10]. Таким образом, мы имеем строгое радиологическое обоснование экономической эффективности ЗЯТЦ на базе РБН.

На рис. 5 показано, что радиологическая эквивалентность ОЯТ ВВЭР-1000 достигается за время, существенно большее, чем 10000 лет (а именно, через 15597 лет). С учётом отношения (R) канцерогенных рисков ОЯТ реактора ВВЭР-1000 к канцерогенным рискам РАО реактора БРЕСТ-1200, приведённого на рис. 3, радиологическая эквивалентность РАО БРЕСТ-1200 будет достигнута менее, чем через 120 лет.

Время выдержки (T), лет

Рис. 3. Отношение (R) канцерогенных рисков ОЯТ реактора ВВЭР-1000 к канцерогенным рискам РАО реактора БРЕСТ-1200 при выработке 1 ГВт-год электроэнергии для разных интервалов выдержки (Т) ОЯТ и РАО.

РАДИАЦИОННАЯ ЗАЩИТА В ПЕРИОД ПОСЛЕ ЗАКРЫТИЯ

Нормы МАГАТЭ по безопасности

Захоронение радиоактивных отходов

Конкретные требования безопасности

Ns SSR-S "

!,_; ^|АЕА

Следует обеспечить также обоснованную уверенность в том, что дозы и риски для лиц из состава населения в долгосрочной перспективе не будут превышать граничных доз или обусловленных риском ограничений, которые были использованы в качестве проектных критериев.

Расчетная доза или риск для лица из состава населения не должны превышать граничную дозу 0,3 мЗв в год или ограничение, обусловленное риском, порядка 10-5 в год.

Рис. 4. Нормы МАГАТЭ по безопасности.

^—•^—ОЯТ ВВЭР-1200 Природный уран (200 т)

Рис. 5. Пожизненный атрибутивный риск, полученный по дозе, приведённой к 1 мЗв на время выдержки 0 лет для ОЯТ реактора ВВЭР-1000 при выработке 1 ГВт·год электроэнергии и для соответствующего количества природного урана (200 т). Радиологическая эквивалентность ОЯТ и исходного уранового сырья достигается через 15597 лет выдержки ОЯТ.

Am-241

Cs-137

Pu-238

Pu-239

Pu-240

Sr-90

Рис. 6. Вклад основных радионуклидов в пожизненный атрибутивный риск (LAR) от ОЯТ реактора ВВЭР-1000.

Из рис. 6 видно, что онкотоксичность ОЯТ ВВЭР-1000 в значительной степени (до 70%) определяется радионуклидом 241Am. Поэтому технология трансмутации минорных актинидов получила в ЗЯТЦ приоритетное развитие.

Выводы

1. С использованием ПМ РОЗА-Н, разработанного в рамках выполнения ПН «Прорыв» и включённого в 2021 г. в Единый реестр программных средств РФ (№ 2442), впервые проведено сравнение по онкотоксичности ОЯТ реактора ВВЭР-1000 и РАО реактора БРЕСТ-1200 при выработке 1 Гвт·год электроэнергии.
2. Установлено, что потенциальный радиационно-обусловленный пожизненный канцерогенный риск населения от ОЯТ ВВЭР-1000 превосходит аналогичный показатель РАО БРЕСТ-1200 в 131,8 раза, в рамках действующей в настоящее время модели МКРЗ «доза-эффект».
3. Доказано, что время достижения радиологической эквивалентности для ОЯТ ВВЭР-1000 и природного уранового сырья по канцерогенезу составляет существенно больше, чем 10000 лет (примерно 15600 лет), а время достижения радиологической эквивалентности для РАО БРЕСТ-1200 составляет только 120 лет.
4. Полученные данные убедительно показывают преимущества ЗТЦ по сравнению с ОТЦ с позиций радиационной безопасности и радиологической защиты и могут быть использованы для обоснования экономической эффективности двухкомпонентной стратегии развития ядерной энергетики.

Публикация подготовлена по результатам выполнения работ в Госкорпорации «Росатом» в рамках ПН «Прорыв.

Список литературы Соотношение радиационно-обусловленных потенциальных канцерогенных рисков ОЯТ реактора ВВЭР-1000 и РАО реактора Брест-1200 при выработке 1 ГВТXГОД электроэнергии. Часть 1. Радиологическая эквивалентность

Белая книга ядерной энергетики. Замкнутый ЯТЦ с быстрыми реакторами /под общ. ред. проф. Е.О. Адамова. М.: Изд-во АО "НИКИЭТ", 2020. 496 с.
Атомная энергетика нового поколения: радиологическая состоятельность и экологические преимущества /под общ. ред. чл.-корр. В.К. Иванова, проф. Е.О. Адамова. М.: Изд-во "Перо", 2019. 379 с.
Иванов В.К., Чекин С.Ю., Меняйло А.Н., Максютов М.А., Туманов К.А., Кащеева П.В., Ловачёв С.С., Адамов Е.О., Лопаткин А.В. Радиационная и радиологическая эквивалентность РАО при двухкомпонентной ядерной энергетике //Радиация и риск. 2019. Т. 28, № 1. С. 5-25.
Ivanov V.K., Spirin E.V., Menyajlo A.N., Chekin S.Y., Lovachev S.S., Korelo A.M., Tumanov K.A., Solomatin V.M. Evaluation of migration radiological equivalence for dual component nuclear waste in a deep geological repository //Health Phys. 2021. V. 121, N 3. P. 193-201.
DOI: 10.1097/HP.0000000000001464
Основополагающие принципы безопасности. Основы безопасности. Серия норм МАГАТЭ по безопасности, № SF-1. Вена: МАГАТЭ, 2007. 23 с.
ICRP, 2007. The 2007 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 103 //Ann. ICRP. 2007. V. 37, N 2-4. P. 1-332.
Waste from innovative types of reactors and fuel cycles: a preliminary study. IAEA nuclear energy series No. NW-T-1.7. Vienna: IAEA, 2019. 117 p.
Ivanov V.K., Chekin S.Yu., Lopatkin A.V., Menyajlo A.N., Maksioutov M.A., Tumanov K.A., Kashcheeva P.V., Lovachev S.S. Assessment of radiological hazard of radioactive waste using effective or organ doses: how this may affect final waste disposal //Health Phys. 2022. V. 122, N 3. P. 402-408.
DOI: 10.1097/HP.0000000000001511
Иванов В.К., Лопаткин А.В., Спирин Е.В., Соломатин В.М., Меняйло А.Н., Чекин С.Ю., Ловачёв С.С. Достижимость радиологической эквивалентности в ЗЯТЦ на базе БР с учётом факторов неопределённости сценариев развития ядерной энергетики в России до 2100 г. Часть 2. Миграция радионуклидов //Радиация и риск. 2021. Т. 30, № 3. С. 8-20.
Иванов В.К., Спирин Е.В., Меняйло А.Н., Чекин С.Ю., Ловачёв С.С., Корело А.М., Туманов К.А., Соломатин В.М., Лопаткин А.В., Адамов Е.О. Сравнительная оценка безопасности глубинных захоронений радиоактивных отходов открытого и замкнутого топливного циклов: радиологическая миграционная эквивалентность //Радиация и риск. 2020. Т. 29, № 4. С. 8-32.

Еще

Статья научная