Экоаналитические проблемы атомной энергетики и способы их решения Текст научной статьи по специальности «Нанотехнологии»

Л. Н. Москвин

ЭКОАНАЛИТИЧЕСКИЕ ПРОБЛЕМЫ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ И СПОСОБЫ ИХ РЕШЕНИЯ

«Можно топить и ассигнациями» Д. И. Менделеев

Говоря об энергетических проблемах в год 175-летия со дня рождения Д. И. Менделеева, уместно вспомнить его ироничное замечание, взятое в качестве эпиграфа к этой статье. Но для того, чтобы перестать топить печи ассигнациями, необходима надёжная альтернатива тепловой энергетике, использующей углеводородное топливо. Пока практически единственной альтернативой остаётся атомная энергетика.

Решение проблем энергообеспечения помимо экономических аспектов имеет экологические. С одной стороны, отказ или, по крайней мере, смещение акцентов от тепловой энергетики к атомной позволит решить ряд глобальных экологических проблем, начиная со снижения парникового эффекта и заканчивая уменьшением загрязнений окружающей среды как самими нефтепродуктами, так и продуктами, образующимися при их сжигании.

Но и атомная энергетика далеко не безгрешна в экологическом аспекте проблемы энергообеспечения. Объекты атомной энергетики потенциально опасны, с одной стороны, из-за возможности возникновения ядерных аварий, а с другой - как генераторы радионуклидов, которые образуются в них и в условиях нормального функционирования. С учётом чернобыльской катастрофы большее внимание уделяется первой стороне - вероятности ядерных аварий. Возникшую после неё радиофобию не помогают преодолеть ни очевидные проявления парникового эффекта, вызванные воздействием на окружающую среду тепловой энергетики, ни заверения физиков-ядерщиков, что им удалось снизить вероятность ядерных катастроф на объектах атомной энергетики до бесконечно малой величины - 1,10-7 реактор/год, а по другим данным, даже до 1,10-8 реактор/год. Эта вероятность стремится к нулю, но никогда его не достигнет, так как ни в одной из потенциально опасных сфер человеческой деятельности даже теоретически невозможно полностью исключить «человеческий фактор». Но даже если представить себе, что эта вероятность сведена к нулю, остаётся вторая сторона экологической опасности объектов атомной энергетики. Она связана с тем, что объектам атомной энергетики объективно присуще накопление радиоактивных продуктов деления ядерного топлива и продуктов активации конструкционных материалов 1-х контуров ядерных энергетических установок (ЯЭУ). В процессе функционирования любой ЯЭУ всегда будут образовываться и накапливаться радионуклиды. Поэтому даже в условиях нормального безаварийного функционирования ЯЭУ остаются объектами радиоэкологической опасности.

Для обеспечения радиационной безопасности объектов атомной энергетики помимо повышения технологической надёжности ядерных реакторов необходимо обеспечить:

• герметичность «барьеров безопасности», предотвращающих выход радионуклидов в окружающую среду;

© Л. Н. Москвин, 2010

• надёжный контроль герметичности этих барьеров, чтобы иметь возможность оперативно реагировать на любые потенциально опасные изменения радиационной обстановки как на самих объектах, так и в зоне их воздействия.

Дополнительные проблемы радиоэкологической опасности создают радиоактивные отходы (РАО), являющиеся закономерным следствием функционирования ЯЭУ. Из различных видов РАО с точки зрения возможности попадания в объекты окружающей среды наибольшую опасность представляют жидкие отходы (ЖРО), требующие специальных технологий переработки и отверждения. Практическая реализация процессов транспортировки и переработки ЖРО, в свою очередь, порождает специфические радиоэкологические проблемы.

Поэтому комплексное решение проблем радиационной безопасности объектов атомной энергетики и промышленности в дополнение к мерам по совершенствованию самих ЯЭУ должно, во-первых, обеспечить повышение надёжности барьеров, препятствующих попаданию радионуклидов в окружающую среду как на самих объектах атомной энергетики, так и по всей цепочке ядерного топливного цикла, начиная с добычи урана и кончая переработкой РАО. Во-вторых, необходимо создание адекватных методов и средств оперативного радиационного контроля на всех уровнях, начиная от теплоносителей 1-х контуров ЯЭУ и заканчивая окружающей средой.

Для повышения надёжности «барьеров безопасности» потребовались как организационные, так и технологические решения. В частности, для баз атомного флота нами обоснована концепция автономной переработки ЖРО в местах их образования, чтобы исключить загрязнения окружающей среды радионуклидами в процессе транспортировки. Для реализации этой концепции разработаны уникальные по своим характеристикам технологии их переработки и отверждения [1].

Для решения радиоаналитических проблем атомной энергетики потребовалась разработка экспрессных, легко автоматизируемых методик и средств радиоизотопного анализа жидких и газообразных сред с различными уровнями активности определяемых радионуклидов. Экспрессными они должны быть исходя из потребности в получении максимально оперативной информации. Легко автоматизируемыми - для снижения до-зовой нагрузки на персонал, выполняющий радиохимические анализы теплоносителя 1-го контура и ЖРО. В случае контроля сбросов и выбросов автоматизация нужна для оперативного реагирования на возникновение нештатных ситуаций.

На начальном этапе развития атомной энергетики для радиохимического анализа любых водных сред, начиная от сбросных вод и заканчивая теплоносителями первых контуров ЯЭУ, применялись методики, основанные на классической схеме радиохимического анализа, включавшие целый комплекс длительных рутинных процедур выделения радионуклидов и приготовления источников для измерения их активности. Закономерным следствием столь сложной схемы являлось отсутствие средств автоматизации радиохимического анализа и ограничения в возможностях получения оперативной информации о радиационной обстановке на контролируемых объектах.

Изменить ситуацию в области радиохимического контроля в атомной энергетике удалось только после создания автором настоящего сообщения метода экспрессного хроматографического радиохимического анализа (ЭХРА), в основе которого заложены принципы объединения операций выделения радионуклидов и приготовления источников излучения [2]. Согласно основополагающей идее ЭХРА, для выделения радионуклидов из анализируемых водных сред были созданы специальные блочные сорбенты, обеспечивающие возможность селективного индивидуального или группового выделения радионуклидов, с последующим определением их активности с помощью измерения

Рис. 1. Схема ЭХРА с выделением радионуклидов на блочных сорбентах:

НД - насос-дозатор; ХК - разборная хроматографическая колонка; С1, С2, С3, С4 - последовательно установленные в ХК блочные сорбенты

радиоизлучения самого сорбента. Эти сорбенты явились предшественниками ныне широко применяемых в хроматографии монолитных сорбентов.

Радиохимический анализ с использованием блочных сорбентов сводится к ряду максимально простых операций. Во-первых, в пробу анализируемой среды вводятся реагенты, необходимые для стабилизации выделяемых радионуклидов в определённых химических формах и одновременно для создания условий их селективного выделения соответствующими сорбентами. Во-вторых, откорректированная по составу проба анализируемой среды фильтруется через систему из последовательно установленных в сорбционной колонке блочных сорбентов (рис. 1).

После завершения фильтрации пробы и продувки колонки воздухом с помощью насоса-дозатора она разбирается. Выгруженные сорбенты помещаются в специальные кюветы для измерения активности выделенных на них радионуклидов на у-спектро-метре. При этом на стадии отработки методик выбраны условия, гарантирующие полноту выделения радионуклидов на одном или нескольких сорбентах, установленных в колонке. Поэтому отпадает необходимость введения поправок на полноту выделения радионуклидов.

К настоящему времени разработаны и производятся блочные сорбенты, ориентированные на решение всего комплекса задач радиохимического анализа водных технологических сред ЯЭУ, сбросных и природных вод, перечисленные в табл. 1.

Таблица 1

Блочные сорбенты для ЭХРА

Сорбционно-активный компонент или экстрагент и условное обозначение сорбента Выделяемые радионуклиды

Механический фильтр Адсорбированные взвесями и коллоидами 51Сг, 54Мп, 59Ге, 60Со, 106Шл

Т риоктил амин 1вР) 61СГ) 99МО) 131-135^ 187^у

Ди-2-этилгексилорто-фосфорная кислота (Д2ЭГФК) Ионные формы 54Мп, 59Ре, 60Со, в52п, 90,91,92дГ) 139,140^ 140^ 144^

Сурьмяная кристаллическая кислота 24Ка, "Эг, 139Ва

Цианоферрат калия, кобальта 60Со, 134Д37,138Сз

Сульфид железа 54Мп, 59Ре, 60Со, 65гп

Мелкодисперсное серебро 131—135|

Сульфат бария-кальция 9°8Г; 139,140Ва;

Сорбционно-активный компонент

или экстрагент и условное Выделяемые радионуклиды

обозначение сорбента

Диоксид циркония 18Р, "Мо, 187\¥

Композиционный сорбент у-излучающие радионуклиды

Для одновременного выделения ионных форм всех у-излучающих радионуклидов из природных вод предложен единый композиционный сорбент-коллектор, который представляет собой трёхкомпонентную композицию: сульфид железа - для выделения катионных форм радионуклидов халькофильных элементов (54Мп, 5^е, 60Со, 6^п и т. п.), цианоферрат кобальта-калия для выделения ионов 134,137Св и анионит АВ-17 для выделения анионных форм радионуклидов 51Сг, 1311, 187W и т. п.

Учитывая, что природные воды, как правило, представляют собой гетерогенные среды, при определении в них радионуклидов особое внимание уделяется выделению взвесей, эмульсий и металлоорганических соединений природного и техногенного происхождения. Для этого в схему анализа включаются дополнительные операции предварительной фильтрации пробы (табл. 2).

Таблица 2

Последовательность операций ЭХРА природных вод

Применяемые фильтры, расположенные по ходу движения анализируемого раствора Назначение

Фильтр грубой очистки (микрофильтрационная мембрана с диаметром пор 10 мкм) Выделение радионуклидов 51 Сг. 54Мп. В9ре, 58,60Со. 64Си. 65Zn, 95Zr, 95МЬ. ' 103’106 Би. 109Сф 110 Ag, 124’125 БЬ. 1311. ^дзмзтс8. 141,144Се. адсорбированных на взвесях органического и неорганического происхождения

Фильтр тонкой очистки (микрофильтрационная мембрана с диаметром пор 0,45 мкм) Выделение тех же радионуклидов в коллоидных формах

Фильтр-адсорбер (уголь БАУ, ткань «Бусофит») Выделение металлорганических форм радионуклидов 51 Сг, 54Мп, 59Ре. 58’60Со. 64Си, 6^п. 9^г. 95№. 103Д06Би. 109са. 110 Ag 124,125 бь 1311 134,136,137 с8 141,144Се

Фильтр-патрон с сорбентом-коллектором для у-излучающих радионуклидов Выделение гамма-излучающих радионуклидов. находящихся в ионной форме 51Сг. 54Мп. 59Ре. 58,60Со. 64Си. 6^п. 95Zr. 95МЬ. 103,106Би. 109С<1. 110Ag, 124,125 бь 1311 134,136,137 с8 141,144Се

Как и в случае применения блочных сорбентов, определение у-излучающих нуклидов производится прямым измерением радиоактивности фильтров и сорбента-коллектора на полупроводниковом гамма-спектрометре. При этом в результате суммирования данных о содержании каждого радионуклида в той или иной форме получаются данные об их общем содержании в пробе, а результаты отдельных измерений позволяют оценить содержание отдельных форм радионуклидов.

имп/с

300

250

200

150

100

50

0 1000

Рис. 2.

1100 1200 1300 1400 1000

номер канала

210

1100

1200

1300

1400

а-спектр ”"иРо:

а — выделенного в соответствии с классической методикой его определения на серебряном диске, б — выделенного на пористой мембране, импрегнированной мелкодисперсным серебром

Возможности ЭХРА, независимо от объектов анализа, ограничены определением у-излучающих радионуклидов. Поэтому следующим шагом в развитии экспрессных методов радиохимического анализа явилось универсальное методическое решение - экспрессный мембранно-сорбционный радиохимический анализ (ЭМРА) [2], основанный на тех же принципах, что и ЭХРА, с той лишь разницей, что для выделения радионуклидов используются пористые мембраны, импрегнированные сорбентами, селективными к выделяемым радионуклидам. Разработка ЭМРА преследовала своей целью обеспечение возможности определения активности выделенных радионуклидов по их а- и в-излучению, что, с одной стороны, расширило круг определяемых радионуклидов, а с другой - обеспечило возможность использовать для их определения более простую и доступную измерительную технику, что особенно существенно для радиационного контроля в полевых и корабельных условиях, а также на базах флота.

Важнейшим этапом работы в данном направлении явилась разработка мембран с незначимо малыми коэффициентами самопоглощения регистрируемого излучения выделенных на них радионуклидов. В результате найдены решения проблемы экспрессного определения а- и в-излучающих радионуклидов. Так, для выделения из водных сред 210 Ро и радионуклидов йода с одновременным приготовлением соответственно, а и в-излучающих препаратов этих радионуклидов в качестве импрегнирующего компонента выбрано мелкодисперсное серебро в элементарном состоянии. Независимо от солевого состава водных сред, из которых выделяется 210Ро, коэффициенты самопоглощения а-излучения 210Ро на этих мембранах не превышают 5 %. Сопоставление а-спектров источников, полученных выделением 210Ро на серебряном диске по стандартной методике его определения, и на серебросодержащей мембране показало незначимые различия: полуширина пика в первом случае составляет 64 кэВ, а для серебросодержащей мембраны - 84 кэВ (рис. 2).

Общим следствием создания экспрессных методов радиохимического анализа явилось решение проблем инструментализации и автоматизации радиохимического анализа водных сред, включая технологические среды, водные сбросы и природные воды. На принципах ЭМРА создан и серийно выпускается корабельный радиометр

Рис. 4- Спектрометрический комплекс «Гамма-Бета-1С» для радиохимического контроля на АЭС

РКС-02С (рис. 3). На сочетании методов ЭХРА и ЭМРА функционирует спектрометрический комплекс для радиохимического контроля на АЭС (рис. 4).

После создания экспрессных методов радиохимического анализа оставалась нерешённой одна, принципиально важная с точки зрения экологической безопасности проблема определения радионуклидов в газоаэрозольных выбросах ЯЭУ. С введением новых более жёстких норм радиационной безопасности НРБ-99 существовавшие методы

определения радионуклидов в газоаэрозольных выбросах не могли обеспечить требуемых пределов обнаружения по наиболее радиационноопасным долгоживущим радионуклидам. Для определения большинства из них на необходимых уровнях содержаний требовались недели и даже месяцы непрерывного отбора проб на концентрирующие фильтры, что естественно не могло обеспечить оперативный контроль в требуемом объёме.

Решение проблемы стало возможным только после того, как автором настоящей работы была выдвинута, теоретически и экспериментально обоснована идея контроля газоаэрозольных выбросов по реперным радионуклидам [3]. Согласно этой идее на основании выявленных корреляций между соотношениями активности радионуклидов в теплоносителе и в аэрозольных выбросах АЭС был предложен следующий алгоритм реперного контроля.

1. Используя данные технологического контроля теплоносителя 1-го контура, в нём устанавливается активность (Авсех радиологически значимых радионуклидов и одновременно радионуклида-репера (Ап)т.

2. С помощью специальных средств контроля на линии воздушных выбросов экспериментально определяется только активность репера (Ад )в и рассчитывается коэффициент разбавления (Я-фактор): Я = (Ап)т/(Ад)в.

3. Активность любого радионуклида в выбросах рассчитывается по уравнению

г) В д •

Чтобы определить активность нормируемых радионуклидов в аэрозольных выбросах, достаточно измерить их активность в теплоносителе или на любом начальном участке вентиляционных систем, где она достаточно велика для их надёжного определения, а в точке выброса оказывается достаточным измерить активность только одного из них - экспериментально легко определяемого радионуклида-репера. Содержание остальных нуклидов в выбросах при этом можно рассчитать, используя найденные по результатам анализа теплоносителя значения Я-фактора и активности каждого радионуклида.

В качестве репера может быть выбран любой радионуклид, существующий в теплоносителе и в воздухе в тех же химических формах, что и любой из контролируемых нуклидов. Поскольку при этом, как правило, речь идёт об определении радионуклидов, не образующих газообразных соединений, то и в качестве репера выбирается радионуклид, присутствующий в выбросах в аэрозольной форме. Дополнительно радионуклид-репер должен обладать относительно высокой объёмной активностью, а также удобными для регистрации ядерно-физическими характеристиками, позволяющими осуществлять оперативное измерение его радиоактивности в выбросах.

Исходя из высказанных соображений, в качестве репера выбран постоянно присутствующий в теплоносителях 1-х контуров радионуклид 24Ма. Активность 24Ма в теплоносителе 1-го контура работающего реактора, как правило, сохраняется на постоянном достаточно высоком уровне в течение длительного времени. Ядерно-физические характеристики этого нуклида позволяют избирательно и оперативно контролировать его активность в теплоносителе и в точках выброса с помощью простой аппаратуры, например сцинтилляционных блоков детектирования.

О преимуществах предложенного расчётно-экспериментального метода можно судить по достигаемым с его помощью пределам обнаружения в сравнении с ранее применявшимися прямыми измерениями концентратов проб аэрозолей (табл. 3).

Таблица 3

Пределы обнаружения радионуклидов реперным методом в сравнении с методикой прямого измерения

Предел обнаружения, Бк/м3 Предел обнаружения, Бк/м3

Определяемые Данные По данным Определяемые Данные По данным

радионуклиды реперного прямого радионуклиды реперного прямого

метода* измерения*+ метода* измерения**

61 Сг 3,5 • 1СГ4 1,5 • 1СГ2 129 j* 7,5 • 10-6 -

54 Мп 7,5 • 1(ГБ 2,0 • 10“3 131р 7,5 • 10~Б 1,5 • 10~3

О О о со 7,5 • 1СГ6 3,0 • 10~3 135 j* тР 1 О т-4 С'Г -

65 Zn 1,5 • 1СГ4 1,0 • 10“2 137 Cs 7,5 • 10~Б СО 1 О т-4 С'Г

90Sr 1,5 • 1СГ6 3,5 • 10~4 141 Се 3,5 • 10-6 тс 1 о т-4 ю.

"Mo 7,5 • 1СГ6 - а-излучатели 3,5 • 10“' 3,5 • 10~2

* Время выполнения анализа 1 час.

** Длительность концентрирования 168 часов (1 неделя).

Представленные в таблице данные свидетельствуют о том, что предложенный реперный метод обеспечивает определение всех радиологически значимых радионуклидов со значительно более низкими пределами обнаружения и позволяет сократить время выполнения анализов в несколько десятков раз.

Идея реперного метода возникла в экстраординарной ситуации при необходимости оперативно оценить радиационную опасность выбросов Ленинградской АЭС при возникшей там аварийной протечке теплоносителя. Сделанная на принципах реперного метода оперативная оценка активности радионуклидов в выбросах была подтверждена после длительных экспериментальных исследований с точностью до 20 %.

Реперный метод контроля воздушных выбросов АЭС явился единственно возможным методическим решением для создания автоматизированных систем контроля газоаэрозольных выбросов АЭС на необходимом уровне чувствительности. В итоге в рамках государственной научно-технической программы «Экологически чистая энергетика» были выполнены работы по созданию автоматизированной системы радиационного контроля (АСРК) для АЭС нового поколения повышенной безопасности. Подобная система в настоящее время установлена на Тяньваньской АЭС в Китае (рис. 5)

Кроме того, подобные системы включены в проекты новых атомных станций повышенной безопасности.

Последняя группа экоаналитических проблем атомной энергетики относится к контролю ЖРО. Выполненные с нашим участием исследования закономерностей формирования их примесного состава показали, что они представляют экологическую опасность не только как источники радиоактивных загрязнений (табл. 4).

Таким образом, при экоаналитическом контроле ЖРО и контроле за последствиями их попадания в природные воды пересекаются проблемы определения в объектах контроля радионуклидов и химических экотоксикантов, таких как нефтепродукты и тяжёлые металлы, которые могут присутствовать в ЖРО в потенциально опасных концентрациях.

Для экоаналитического контроля ЖРО наиболее привлекательны проточные методы анализа [4, с. 245]. Эти методы, с одной стороны, позволяют снизить дозовую нагрузку на персонал при анализе высокоактивных ЖРО в режиме off line. С другой - создать полностью автоматизированные системы параллельного химического и радиохимического контроля водных сред в режиме реального времени [5].

Рис. 5. Автоматизированная система контроля газоаэрозольных выбросов на принципах реперного метода, установленная на Тяньваньской АЭС

Таблица 4

Содержание в ^КРО химических экотоксикантов

Примесь Средние значения и диапазон определяемых содержаний, мг/л ПДК, мг/л

Синтетические поверхностно- активные вещества 2,7 (0,01-10) 0,1

Нефтепродукты 0,9 (0,05-2,4) 0,3

Взвеси 24,0 (2-105) 0,25

Железо(Ш) 1,8 (0,3-8,0) 0,3

Марганец 1,7 (0,1-3,7) 0,05

Хром(Ш) 0,09 (0,02-0,6) 0,05

Свинец 0,33 (0,2-0,7) 0,03

Никель 1,7 (0,1-2,5) 0,1

При обсуждении проблем экологической безопасности атомной энергетики и оценке уровня решений, найденных в области экоаналитического контроля атомно-энергетических объектов, уместно обратиться к философскому наследию Владимира Ивановича Вернадского [6], мысли которого как нельзя лучше подтверждают не только целесообразность и необходимость развития атомной энергетики без боязни опасных радиоэкологических последствий, но и свидетельствуют о том, что развитие атомной энергетики для человечества является исторически предопределённым:

«Взрыв научной мысли в ХХ столетии подготовлен всем прошлым биосферы и имеет глубочайшие корни в её строении - он не может остановиться и пойти назад. Ход

научного творчества является той силой, которой человек меняет биосферу, в которой он живёт. Это изменение биосферы происходит независимо от человеческой воли, стихийно, как природный естественный процесс.

А так как среда жизни есть организованная оболочка планеты - биосфера, то вхождение в неё, в ходе её гелогически длительного существования, нового фактора её изменения - научной работы человека - есть природный процесс перехода биосферы в новую фазу, в новое состояние - ноосферу...

Научное знание, проявляющееся как геологическая сила, создающая ноосферу, не может приводить к результатам, противоречащим тому геологическому процессу, созданием которого она является».

Подтверждением справедливости последней мысли Владимира Ивановича явился тот факт, что противоречащее естественному процессу перехода биосферы в ноосферу использование атомной энергии в военных целях остановилось на уровне стабилизирующего фактора, уравновешивающего взаимные претензии государств в международных отношениях. На первое место вышла атомная энергетика как наиболее обеспеченный в настоящее время сырьём энергетический ресурс человечества. Причём в формировании ноосферы ядерно-физические знания пополнились аналитическими, позволяющими сделать атомную энергетику в экоаналитическом и радиоэкологическом аспекте полностью контролируемой.

Литература

1. Москвин Л. Н., Епимахов В. Н. Развитие экспрессного хроматографического радиохимического анализа применительно к решению задач технологического и радиоэкологического контроля в атомной энергетике // Радиохимия. 2007. Т. 49. № 2. С. 188-192.

2. Епимахов В. Н., Олейник М. С. Технология переработки низкоактивных жидких радиоактивных отходов атомных энергетических установок с применением методов ультрафильтрации, обратного осмоса, ионного обмена и цементирования // Экология и атомная энергетика. 2000. № 1. С. 51-54.

3. Москвин Л. Н., Леонтьев Г. Г., Некрестьянов С. Н. Комплексный оперативный контроль радиоактивных аэрозолей в выбросах АЭС // Атомная энергия. 1981. Т. 51. № 4. С. 232-234.

4. Золотов Ю. А. О химическом анализе и о том, что вокруг него. М., 2004.

5. Москвин А. Л., Москвин Л. Н., Ардашникова И. А. Системы непрерывного контроля качества воды в потоке // Журн. аналит. химии. 2000. Т. 55. № 12. С. 1305-1311.

6. Вернадский В. И. Научная мысль как планетное явление. М., 1991.

Статья поступила в редакцию 1 ноября 2009 г.