• Главная
  • /
  • Эксперты и публикации
  • /
  • Опытно-демонстрационный энергетический комплекс (ОДЭК): минимизация потенциального радиологического ущерба населения по международным стандартам МАГАТЭ

Опытно-демонстрационный энергетический комплекс (ОДЭК): минимизация потенциального радиологического ущерба населения по международным стандартам МАГАТЭ

На территории Сибирского химического комбината возводится опытно-демонстрационный энергетический комплекс (ОДЭК). Он включает энергоблок с реактором БРЕСТ-ОД300 со свинцовым теплоносителем и замыкающий ядерный топливный цикл пристанционный завод. Завод будет состоять из модуля переработки (МП) облученного смешанного нитридного уранплутониевого топлива и модуля фабрикации/рефабрикации (МФР) для изготовления стартовых твэлов из привозных материалов, а впоследствии – твэлов из переработанного облученного ядерного топлива (ОЯТ).

Модуль по производству плотного нитридного уранплутониевого топлива (МФР) станет одним из основных элементов энергокомплекса с реактором БРЕСТ-ОД-З00, который сооружается на СХК. Единый модуль фабрикации и рефабрикации топлива позволит работать как со «свежими» материалами, так и с продуктами переработки ОЯТ реактора БРЕСТ. Также предусматривается включение в топливо минорных актинидов для их трансмутации.

Сооружение МФР началось в 2015 г. Сейчас строительно-монтажные работы уже завершены, идет монтаж основного технологического оборудования. В июле 2021 г. завершились работы по монтажу одного из участков технологической линии изготовления топливных таблеток МФР. Он предназначен для дозирования сырья с последующим измельчением и гранулированием, что позволит улучшить качество пресс-порошка. Оборудование для участка, где будут производить таблетки ядерного топлива, разработано и изготовлено «СвердНИИхиммашем». Основная задача 2022 г. – пусконаладка оборудования.
Экспериментальные твэлы и тепловыделяющие сборки, изготовленные на СХК, уже несколько лет проходят испытания в реакторе на быстрых нейтронах БН600 на Белоярской АЭС для получения максимально полных экспериментальных данных о свойствах и поведении таблеточного СНУП-топлива в стальной оболочке. Во время испытаний не было ни одной разгерметизации оболочек.

Во ВНИИНМ в 2021 г. разработали технический проект твэла на базе нитридного уранплутониевого топлива для реактора БРЕСТ-ОД300. Параллельно продолжается работа по созданию твэлов второго поколения для БРЕСТа с более высоким уровнем выгорания, которые должны использоваться, когда производство СНУП-топлива перейдет от фабрикации на этап рефабрикации: то есть в изготовлении свежего топлива будет использоваться переработанное СНУП-топливо первой загрузки, прошедшее цикл облучения в реакторе.

Пуск МФР планируется уже в 2024 г. Это совершенно новый для атомной отрасли объект, до этого нигде в мире нитридное топливо не производили. Поэтому крайне актуальными становятся вопросы об оценке уровня радиационной безопасности персонала и населения при его промышленной эксплуатации, а также о соответствии этого уровня действующим международным и национальным стандартам. Ответы на эти вопросы дала команда проектного направления «Прорыв». Работа по оценке уровня радиологической защиты персонала и населения при промышленной эксплуатации МФР заняла 2,5 года. В ней принимали участие ведущие специалисты страны в области численных методов оценки уровня радиологической защиты.

На международном уровне утверждение стандартов радиационной безопасности проходит в три этапа. На первом этапе эксперты мирового уровня рассматривают научный базис по проблеме радиационной безопасности на ежегодных заседаниях Научного комитета ООН по действию атомной радиации (НКДАР ООН). Важно подчеркнуть, что в ООН нет других научных комитетов, кроме НКДАР, – это доказательство значимости радиоэкологии. На втором этапе на основании заключений НКДАР ООН свои рекомендации дает Международная комиссия по радиологической защите (МКРЗ), на третьем – МАГАТЭ принимает стандарты безопасности.

В последние 5-7 лет на международном уровне был принят ряд новых принципиальных решений. Одно из них касается технологии оценки пожизненного канцерогенного риска (LAR) облученных контингентов. Если ранее метрикой радиологических последствий облучения была величина ожидаемой эффективной дозы (ОЭД), то теперь рекомендовано использовать LAR. Это объясняется тем, что величина радиационного канцерогенеза в терминах LAR определяется более точно и учитывает 50летние выводы оценки последствий Хиросимы и Нагасаки (рис. 1). В 2021 г. МАГАТЭ опубликовало новый технический документ с описанием технологий оценки радиационно-обусловленных канцерогенных рисков, авторы этого международного документа входили в команду по оценке безопасности МФР.

Публикация № 103 МКРЗ [1] расшифровывает, что для оценки радиационных рисков требуется знать дозы в органах и тканях, а не эффективные дозы. После бомбардировок Хиросимы и Нагасаки ведется наблюдение за пережившими их людьми. Главная задача – выявить связь частоты онкозаболеваемости с полученной дозой облучения, а также с полом и воз­растом. НКДАР ООН в 1975 г. вводит понятие ожидае­мой эффективной дозы. Это метрика канцерогенного риска с учетом ограниченной информации, накоплен­ной за первые 20 лет наблюдения за облученными. Всего главных органов человека, по которым надо считать дозы и риски, 13. Но в 1975 г., поскольку данных не хватало, получилась приблизительная рисковая оценка, довольно грубая. В 1996 г. МАГАТЭ одобрило технологию оценки радиационных канцерогенных рисков по эффективной дозе. Через 30 лет, в 2005 г., накопились данные, которые позволили дать оценку канцерогенных рисков по всем 13 органам. Появилась новая метрика канцерогенного риска – пожизненный обусловленный риск (LAR).

В рамках действующих международных стандар­тов радиационный риск считается пренебрежимо малым, когда вероятность канцерогенных эффектов ниже, чем 1 случай на миллион человек в год (рис. 2).

LAR считают для конкретных радиоактивных изо­топов. Рассмотрим простой пример (рис. 3, 4). Если взять одинаковые дозы облучения 210Po и 230Th по ожидае­мой эффективной дозе (1 мЗв), то канцерогенные риски по LAR будут отличаться почти в 7 раз. Риск для 210Po выше, потому что лучевые нагрузки распределяются не только по костным тканям (как для 230Th), но и по другим радиочувствительным органам и тканям.

Для оценки LAR для населения, проживающего вблизи МФР, мы использовали новую технологию МКРЗ по оценке канцерогенных рисков для 13 основных органов человека (табл. 1). По радионукли­дам плутония были получены возможные лучевые нагрузки для населения при разном возрасте в терми­нах ожидаемых эффективных доз (мкЗв). Под облуче­нием подразумевается однократное событие, а риск оценивается как пожизненный. По итогам оценки риск радиационно-обусловленного рака составляет один на миллион при функционировании МФР за всю жизнь. При этом надо учесть, что спонтанный риск рака за жизнь составляет 20%. Канцерогенный риск для детского населения, как и следовало ожидать, в 1,5 раза выше, чем для взрослого. Вместе с тем, величина риска для детей в 40 раз ниже пренебрежимо малого уровня (10-6) по международному масштабу. Таким образом, ввод в эксплуатацию МФР ОДЭК не представ­ляет для населения никакой радиологической опас­ности, оцененной по современным международным действующим стандартам.

Радиологический ущерб: новая метрика безопасности

В Указе Президента Российской Федерации от 13 октября 2018 г. № 585 «Об утверждении Основ государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности Российской Федерации на период до 2025 года и дальнейшую перспективу» подчеркивается, что «защита в соответствии с принципом приемлемого риска …, снижение риска отдаленных последствий техногенного радиационного облучения для здоровья человека» отнесены к приоритетным задачам.

В действующих в нашей стране Нормах радиационной безопасности (НРБ-99/2009) [2] указаны рисковые ограничения по канцерогенным эффектам для населения:

– 10-5год-1 – источники потенциального облучения;

– 10-6год-1 – уровень пренебрежимо малого риска.

Что означают эти ограничения с учетом текущей онкосмертности? По данным национальной статистики [3] смертность от раковых заболеваний в нашей стране в год составляет примерно 200 случаев на 100 тыс. жителей (т.е. 200´10-5год-1). Поэтому выполнение ограничения потенциального облучения допускает возможное повышение частоты этой патологии на 0,5%, в ситуациях пренебрежимо малого риска возможный рост канцерогенеза в 10 раз меньше, т.е. 0,05%.

Указанные рисковые ограничения являлись базовыми в течение многих лет при оценке уровня радиологической защиты населения. Так ранее нами было показано [4], что в условиях нормальной эксплуатации МФР ОДЭК канцерогенный риск населения г. Северска в 40 раз ниже уровня пренебрежимо малого. Казалось бы, вопрос безопасности закрыт. Однако в последние годы на международном уровне (МКРЗ) активно обсуждается новая более жесткая метрика безопасности, получившая название радиологический ущерб (РАУ).

Впервые понятие РАУ было введено МКРЗ в Публикации 22 [5] более 30 лет назад (рис. 5). Речь идет, как мы видим, не только об оценке вероятности негативного радиационного эффекта (риска онкопатологии), но и качества предстоящей жизни. Понятно, что совместное рассмотрение указанных факторов может дать дополнительные ограничения по риску канцерогенных эффектов при нормировании радиологической защиты населения.

Возникают два основных вопроса, на которые необходимо получить ответы.

Во-первых, в какой степени величина РАУ (отражающая радиологический ущерб) отличается от величины LAR (отражающей канцерогенный риск)?

Во-вторых, обеспечена ли радиологическая защита населения г. Северска при эксплуатации ОДЭК в терминах LAR и РАУ одновременно?

Учитывая, что в соответствии с рекомендациями МКРЗ значения LAR и РАУ определяются по новым математическим моделям, полученным недавно в Хиросиме-Нагасаки, возникает необходимость разработки специальных программных средств для получения окончательных численных результатов. В ПН «Прорыв» для этих целей впервые в отрасли были созданы два программных модуля по Радиологическому Обеспечению ЗАщиты – РОЗА-Н и РОЗА-РАУ (рис. 7), включенных в Единый реестр программных средств РФ (Приказ Министерства цифрового развития РФ № 1036 от 11.10.2021 г.).

Как и следовало ожидать величина РАУ несколько выше, чем значение LAR. Однако их отличия не значительны и не могут сказаться на общей стратегии радиологической защиты. Так, величина канцерогенного риска жителей г. Северска при нормальной эксплуатации МФР в 40 раз ниже пренебрежимо малого уровня
(10-6год-1). Значения радиологического ущерба на 20% выше, чем соответствующее значение LAR, тем не менее РАУ остается ниже пренебрежимо малого риска в 32 раза.

На рис. 9 показаны значения LAR и РАУ в случае запроектной аварии на МФР. В этой ситуации величина LAR более 10-6год-1 для возрастной группы женщин до 22 лет. Важно отметить, что значение РАУ превышает величину 10-6год-1 для женщин до 30 лет. Однако в указанной ситуации запроектной аварии значения LAR и РАУ остаются ниже величины 10-5год-1, которая определена стандартами радиологической защиты для источников потенциального облучения.

Таким образом, выполненные в рамках ПН «Прорыв» исследования по радиологической защите населения г. Северска, включающие одновременно определение по международным стандартам величин канцерогенного риска и радиологического ущерба, убедительно показывают высокий уровень безопасности при эксплуатации МФР [6-8].

В рамках крупномасштабной радиоэкологической программы ПН «Прорыв» в 2023-2024 гг. планируется получить оценки канцерогенных рисков (LAR) и радиологического ущерба (РАУ) для населения г. Северска при эксплуатации РУ БРЕСТ-ОД-300, МП и ОДЭК в целом. Понятно, что уникальный опыт ПН «Прорыв» по оценке уровня радиационной безопасности населения на основе действующих международных стандартов может найти внедрение на предприятиях отрасли в целом.

Литература

  1. Публикация 103 Международной комиссии по радиационной защите (МКРЗ): пер. с англ. /Под общей ред. М.Ф. Киселёва и Н.К. Шандалы. М.: Изд. ООО ПКФ «Алана», 2009. 312 с. [Электронный ресурс]. URL: http://www.icrp.org/docs/P103_Russian.pdf (дата обращения 27.01.2022).
  2. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009). Санитарные правила и нормативы. СанПиН 2.6.1.2523-09. М.: Федеральный центр гигиены и эпидемиологии Роспотребнадзора, 2009. 100 с.
  3. Злокачественные новообразования в России в 2019 году (заболеваемость и смертность) /Под ред. А.Д. Каприна, В.В. Старинского, А.О. Шахзадовой. М.: МНИОИ им. П.А. Герцена – филиал ФГБУ «НМИЦ радиологии» Минздрава России, 2020. 252 с.
  4. Иванов В.К. Проверка на безопасность //Вестник атомпрома. 2021. № 7. С. 7-9.
  5. ICRP, 1973. Implications of commission recommendations that doses be kept as low as readily achievable. ICRP Publication 22. Oxford: Pergamon Press, 1973. 18 p.
  6. Иванов В.К., Спирин Е.В., Ловачёв С.С., Меняйло А.Н., Чекин С.Ю., Соломатин В.М. Радиологическая защита населения в условиях нормальной эксплуатации Опытного демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК) и масштабирование на Промышленный энергокомплекс (ПЭК) в рамках Проектного направления «Прорыв»//Радиация и риск. 2021. Т. 30, № 4. С. 5-23.
  7. 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 Physics. V. 121, N 3. P. 193-201.
  8. Адамов Е.О., Асмолов В.Г., Большов Л.А., Иванов В.К. Двухкомпонентная ядерная энергетика //Вестник Российской академии наук. 2021. Т. 91, № 5. С. 450-458.

Иванов Виктор Константинович

Член Совета