Сборник докладов IV Международной радиоэкологической конференции: "Утилизация плутония: проблемы и решения"
Россия, Красноярск, 5-10 июня 2000
В.Н.Шалимов, Кандидат технических наук, доцент Волгодонского института ЮРГТУ, председатель Волгодонского отделения Социально-экологического Союза, Волгодонск, Россия

В соответствии с принципом обоснования, определяемым Федеральным Законом РФ "О радиационной безопасности населения" от 05.12.95г. (ст.3), запрещаются "...все виды деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причинённого дополнительным к естественному радиационному фону облучением". В этом же законе, а также в нормах радиационной безопасности [1] определены основные численные значения допустимого облучения населения и персонала АЭС как при безаварийной эксплуатации, так и при возможных аварийных ситуациях. Считается, что эти нормативы основываются на значениях так называемого приемлемого риска, согласно которому допустимым является облучение, вызывающее только стохастические (вероятностные) эффекты.

Недопустимыми официальная радиобиологическая доктрина считает лишь проявления детерминированных эффектов от облучения населения при авариях на атомных электростанциях [2]. Более того, некоторые специалисты выступают со спекулятивными заявлениями о возможном благотворном влиянии малых доз облучения на здоровье человека. Эта гипотеза известна под названием "гормезиса". Однако, последние систематизированные исследования данной проблемы убедительно показывают, что не существует некоей "пороговой" дозы, и даже минимальные возможные дозы и мощности дозы радиации с низкой линейной передачей энергии ведут к возникновению раковых заболеваний. Доказано, что не существует безопасных доз и безопасных мощностей дозы [3]. Тем не менее для населения предел индивидуального риска от всех возможных источников излучения принят равным 5x10-5 1/год, что соответствует пределу дозы годового облучения, равному 0,1 с3в/год [1]. Однако, уже сегодня, например, при не запущенной в эксплуатацию Ростовской АЭС общий техногенный радиационный фон в районе г. Волгодонска составляет дозу, в 2,5-3,0 раза превышающую нормативный годовой предел [4]. При этом в общей оценке генетической нагрузки на население тридцатикилометровой зоны вокруг Ростовской АЭС не учитывается, что в результате ядерных испытаний, Чернобыльской аварии и работы Нововоронежской АЭС в донных отложениях Цимлянского водохранилища накоплено 20-22 ТБк радиоактивности, в основном за счёт Cs-137 и Sr-90. Можно предполагать дальнейшее увеличение радиационного загрязнения в районе городов Волгодонска и Цимлянска. Это подтверждается данными о том, что до 15% массы осадочных веществ, поставляемых в водохранилище Средним Доном, мигрирует в приплотинный плёс [6].

В случае ввода станции в эксплуатацию ожидается дополнительное ежегодное поступление в атмосферу радиоактивных выбросов (в расчёте на 1 год непрерывной работы на номинальной мощности одного энергоблока) в количестве более 50 ТБк.

В жидкие сбросы радионуклиды могут попадать при наличии протечек с водой промежуточного контура, из систем охлаждения конденсаторов турбин, а также с дебалансными водами. Наибольший вклад в загрязнение водоёмов-охладителей вносит тритий. На АЭС с ВВЭР сбросы трития в гидросферу составляют 25-30 ТБк/(ГВт х год)[5]. Некоторый вклад в радиационное загрязнение водоёмов-охдадителей вносят также нуклиды коррозионного происхождения (Сr-51, Mn-54, Fe-59, Co-58, Co-60, Zn-65) и нуклиды - продукты деления лёгкого изотопа урана (Sr-89, Sr-90, Cs-134, Cs-137). Общая активность этих сбросов составляет 0,4 ГБк/(ГВт х год) [5].

Следует отметить, что использование нормализованных величин, исходя из которых в настоящее время рассчитывают ожидаемую коллективную дозу населения, зачастую приводит к занижению результатов. Так, например, в работе Нижегородского НИИПКИ "Атомэнергопроект" приводятся данные по выбросам радиоактивных благородных газов на АЭС с реактором ВВЭР-1000, превышающие величину нормализованного выброса (табл.1), за те же годы соответственно по Балаковской АЭС - в 6 раз, по Калининской АЭС - в 9 раз [7].

Очевидно, что масштабы выбросов и радионуклидный состав зависят от типа реактора, состояния активной зоны и оборудования, эффективности очистки и условий эксплуатации энергоблока.

При авариях без разрушения строительных конструкций выброс радионуклидов в атмосферу обусловлен неплотностью помещений гермозоны, которая характеризуется утечкой объёма воздуха в сутки при определённых перепадах давления и температуры внутри и снаружи защитной оболочки. Одной из основных причин утечек воздуха является ненормативный рост аэродинамического сопротивления угольных иодных фильтров АУ-1500 и АУИ-1500. Практика эксплуатации этих адсорберов показала, что в большинстве из них в течение 8-12 месяцев существенно увеличивается аэродинамическое сопротивление при штатном расходе воздуха [8]. Вследствие этого системы не обеспечивают проектных значений разрежения и газоаэрозольной активности воздуха в помещениях контролируемой зоны реакторного отделения. На АЭС с ВВЭР-1000 негерметичность защитной оболочки достигает нескольких процентов ее объёма в сутки. Это приводит к тому, что выброс радионуклидов может происходить от нескольких суток до нескольких недель [9].

К более серьёзным экологическим последствиям способны привести аварии, связанные с внешним обесточиванием энергоблоков. Вклад в вероятность серьёзной аварии на АЭС с разрушением активной зоны из-за прекращения энергоснабжения собственных нужд составляет от 2x10-5 до 1х10-4 1/(энергоблок х год). При этом частота подобных инцидентов в США составляет примерно 10-1 1/(энергоблок х год)[10]. Близкую к ней имеет и частота обесточиваний российских энергоблоков [11].

Крайне слабо изученным фактором риска серьёзной аварии на АЭС является возможность развития опасных экзогенных геологических процессов, проявляющихся в регионах с повышенной сейсмоактивностью. Обращает на себя внимание тот факт, что соотношение инженерно-геологического риска, определённого на основе динамики экзогенных геологических процессов для юга России, по сравнению с расчётными технологическими и сейсмическими факторами риска достигает 10 и более раз. Вероятность такого события оценивается равной 10-3 1/год. С учётом эксплуатации АЭС из 2-4 блоков в течение 30 лет при 50-летнем общем сроке действия промплощадки кумулятивная вероятность риска совместного разрушительного воздействия землетрясений и экзогенных геологических процессов составляет 5x10-3-1х10-2 1(энергоблок х год) [12]. В особенности этот фактор следует учитывать при оценке риска запроектных аварий Ростовской АЭС. Землетрясение в 5 баллов (по Рихтеру) произошло 14 января 1990 г. в г.Волгограде, в 1991 г. несколько землетрясений силой 4 балла было зафиксировано в г. Самаре и в том же году силой в 5 баллов - в г. Камышине [11]. Возможность разрушительных сейсмогеологических явлений в зоне размещения Ростовской АЭС подтверждается и результатами общественной экологической экспертизы [13].

Радиационная безопасность АЭС не может быть достоверно оценена без критического анализа состояния основного оборудования и активной зоны реактора.

Недостатком в системе управления мощностью ВВЭР-1000 следует считать схему загрузки топлива, особенностью которой является расположение свежих кассет по периметру активной зоны. В результате усиливается охрупчивание стенки корпуса реактора под воздействием быстрых нейтронов.

Вероятность крупномасштабного разрушения корпуса ВВЭР в зоне сварного шва составляет 2,5x10-4 1/(энергоблок х год) [14].

В активной зоне ВВЭР-1000 возможно искривление ТВС, вследствие чего возникают увеличенные до 10 мм или уменьшенные до 0 мм зазоры между ними, что, во-первых, увеличивает мощность энерговыделения в близлежащих твэлах на 11-36% [15], а во-вторых, вызывает затруднения при вводе регулирующих стержней. Эти затруднения вызваны изгибом направляющих трубок вследствие неравномерного удлинения твэлов и деформации кассет во время их третьего цикла [16].

По-видимому, проектировщику Ростовской АЭС были хорошо известны эти и другие недостатки энергоблока ВВЭР-1000, что исключило возможность доведения расчётной вероятности тяжёлой запроектной аварии до целевого ориентира ОПБ-88, равного 10-5 1/(энергоблок х год). В его расчётах она составила 2,7x10-4 1/(энергоблок х год) [7]. Не следует удивляться тому, что экспертная комиссия государственной экологической экспертизы старательно обошла стороной детальный анализ вероятности запроектной аварии для Ростовской АЭС [17].

Необходимо отметить, что величина в 2,7х10-4 1/(энергоблок х год) получена для гипотетического варианта идеального качества возведения ответственных объектов Ростовской АЭС.

Документально зафиксированные многочисленные факты нарушений СНиП и отступлений от проекта, большинство из которых так и не были устранены [13, 18], не учитывались при оценке радиационной безопасности станции. Вклад этого фактора в общий риск крупной аварии с выносом радиоактивности в окружающую среду без проведения комплексной технической экспертизы уже сооружённых объектов Ростовской АЭС силами квалифицированной (независимой от Минатома РФ ни организационно, ни финансово) экспертной группы не представляется возможным. Ясно одно - риск заведомо выше, чем 10-4 1/(энергоблок х год).

В связи с этим обязательное проведение количественно-вероятностных оценок безопасности ядерных объектов, в соответствии с требованиями ОПБ-88, превратилось в формальную, чисто "ритуальную" процедуру. Свидетельством именно такого подхода явился подбор исходных данных для вероятностного анализа радиационных последствий аварии на Ростовской АЭС на основании "Протокола рабочего совещания по согласованию исходных данных для расчёта доз облучения населения..." от 13.08.1991 г., г. "Москва". В результате в книге 4-1 "Радиационное воздействие на окружающую среду" дается оптимистический вывод, что даже для наиболее тяжёлого из сценариев аварии (ЗА-З) с надежностью прогноза 99,5% особо серьёзных защитных мероприятий не требуется [19]. При более консервативном детерминированном подходе, в предположении, что радиоактивное облако при аварии движется на Волгодонск и Цимлянск, коллективные дозы облучения оказываются выше, чем в вероятностном подходе в 10 раз для максимальной проектной аварии и минимум в 50 раз для запроектной аварии. Эффективные эквивалентные дозы облучения жителей указанных городов в вероятностном подходе оцениваются в 52 чел 3в, а в детерминированном - минимум в 2900 чел 3в [20]. Естественно, более консервативному методу оценки радиационных последствий следовало бы отдать предпочтение. Однако для проектировщика это означало бы серьёзное увеличение затрат для реализации плана защитных мероприятий, а для населения такой риск оказался бы социально неприемлемым.

Общим недостатком обоих подходов является их возможность предсказывать последствия радиационного воздействия (с достаточно большой степенью неопределённости) только на отдельно взятый условно изолированный элемент биоценоза. Но в их рамках невозможно оценить синергетическое действие радиации и выбросов (сбросов) загрязняющих веществ на всю биосоциальную систему в целом хотя бы в пределах тридцатикилометровой зоны АЭС. Без такой оценки бессмысленно представлять вероятностный и детерминированный методы как инструмент для оценки потенциального пожизненного ущерба при облучении больших групп людей. Ведь АЭС размещают вблизи крупных городов с высокой концентрацией промышленного потенциала и транспортных средств. Источником водоснабжения для них являются крупные водные артерии или водохранилища. Следовательно, прилегающие к АЭС территории, как правило, характеризуются неблагополучной экологической обстановкой. Например, в г. Волгодонске в течение последних пяти лет среднегодовые концентрации взвешенных веществ составляют 1,1 ПДК. Максимально разовые концентрации превышают ПДК по взвешенным веществам - в 2 раза, диоксиду азота - в 3,2 раза, оксиду углерода - в 1,2 раза, формальдегиду - в 3 раза. С 1998 г. в воде Цимлянского водохранилища увеличилось среднегодовое содержание в пределах 2-3 ПДК легкоокисляемых органических веществ, соединений азота, железа и меди [21].

На сегодняшний день вопрос о том, какая предельная доза радиации и какая предельная концентрация токсичного вещества являются допустимыми, остается открытым. В современной радиационной безопасности, а также при регламентации токсичных веществ необходимо принять беспороговую концепцию. Несмотря на то, что положение о беспороговом действии этих факторов многим представителям науки кажется спорным, к настоящему времени не появилось серьёзных аргументов, заставляющих однозначно отказаться от беспороговой концепции [22].

Ухудшающееся состояние среды обитания человека становится экологическим императивом к поиску новых интегральных критериев комплексного воздействия на биосоциальные системы радиационного, химического, бактериологического и других экологических факторов. Только такие критерии дадут возможность получить объективную оценку степени экологического благополучия урбанизированных территорий.