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

Иванов В.К.; Лопаткин А.В.; Адамов Е.О.; Меняйло А.Н.; Чекин С.Ю.; Кащеева П.В.; Корело А.М.; Туманов К.А.; Ivanov V.K.; Lopatkin A.V.; Adamov E.O.; Menyajlo A.N.; Chekin S.Yu.; Kashcheeva P.V.; Korelo A.M.; Tumanov K.A.

Научные статьи \ Прикладные науки. Медицина. Технология \ Инженерное дело. Техника в целом \ Общее машиностроение. Ядерная технология. Электротехника. Технология машиностроения \ Электротехника

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

Рубрика: Научные статьи

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 | УДК: 621.311.25:621.039-614.876

Correlation between potential radiation-induced carcinogenic risks associated with WWER-1000 spent nuclear fuel and Brest-1200 radiation waste in case of annual generation of 1 GW of electricity. Part 1. Radiological equivalence

The paper presents for the first-time comparison of radiation safety for the population between spent nuclear fuel (SNF) irradiated in water-water power reactor with thermal neutrons (WWER-1000) and radioactive wastes (RW) from lead cooled fast neutrons reactor (BREST-1200). The reactors generate equal amount of electric power 1 GW per year. Composition and radiation parameters of long-lived radiation wastes sent to disposal is reviewed. Potential biological hazards from SNF and RW for about 10,000-years disposal were estimated as effective doses (Sv). To assess potential radiation-induced carcinogenic risk as estimates of lifetime attributable risk (LAR) new ICRP methodology was used. New ICRP methodology was used as the basis for the computer code for the program “Radiological protection of the population” (ROZA-N) developed by the Proryv Project of the Rosatom State Corporation. The project was registered at the Unified Register of Russian Software in 2021 (registration number 2442). It was found that potential radiation-induced carcinogenic risk for the population associated with WWER-1000 reactor SNF was 132 times higher than the risk associated with BREST-1200 reactor RW. Radiological equivalence of carcinogenic risks associated with SNF WWER-1000 and natural uranium material was proven to be achieved in about 15,600 years (significantly more than 10,000 years), the radiological equivalence of risks associated with RW BREST-1200, on the other hand, to be achieved only in 120 years.

Еще

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