CC BY
13
УДК 614.876
Член-корр. АМН СССР проф. Е. И. Воробьев
ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ НАСЕЛЕНИЯ В СВЯЗИ С РАЗВИТИЕМ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
Советский Союз первый в мире на практике показал возможность мирного использования атомной энергии. За период с 1954 г., когда в СССР вступила в строй первая в мире атомная электростанция (АЭС), наша страна добилась огромных успехов в развитии атомной энергетики.
Однако атомная энергетика может успешно развиваться только при условии полной гарантии безопасности эксплуатации АЭС как для работающих, так и для населения, проживающего в районах их расположения. Определяющими условиями обеспечения нормальной радиационной обстановки в районах расположения АЭС является эффективное обезвреживание радиоактивных отходов на специальных очистных сооружениях с соблюдением санитарных правил и норм радиационной безопасности. Без принятия соответствующих мер радиоактивные отходы могут стать потенциальными источниками радиоактивного загрязнения атмосферного воздуха, воды, открытых водоемов, почвы, растительности, грунтовых вод и других объектов внешней среды.
Для выполнения действующих санитарных правил и норм радиационной безопасности на каждой АЭС предусматриваются:
— максимальная тщательная герметизация оборудования и коммуникаций с радиоактивными средами;
— эффективная очистка вентиляционного воздуха, выбрасываемого в атмосферу;
— локализация радиоактивных выбросов в герметичном объеме при возможных аварийных ситуациях;
— эффективная очистка жидких радиоактивных стоков и повторное использование их в технологическом цикле, чем практически может быть исключен сброс в открытые водоемы жидких сред, загрязненных радиоактивными веществами;
— долговременное надежное безопасное хранение концентрированных высокоактивных отходов (пульп, кубовых остатков и др.) с их последующим отверждением и захоронением;
— систематический контроль за условиями сбора, обезвреживания, хранения и удаления радиоактивных отходов и за степенью влияния удаляемых отходов на санитарное состояние объектов внешней среды.
Так, воздух, загрязненный радиоактивными веществами, в зависимости от степени и характера загрязнения направляется в самостоятельные системы спецвентиляции и перед выбросом в атмосферу подвергается очистке. Для очистки от радиоактивных аэрозолей применяются фильтры из тонковолокнистой ткани ФПП (на основе поливинилхлорида) с коэффициентом улавливания 99,9%. Очистка от радиоактивного йода проводится на угольных фильтрах с коэффициентом задержки 99,9% и более. При необходимости эффективность очистки воздуха от радиоактивных веществ может быть повышена за счет включения в схему дополнительных ступеней с применением тех же фильтров.
Радиоактивные инертные газы обезвреживают путем выдержки в газгольдерах, где происходит естественный распад этих газов. Эффективность
1»
3
очистки при этом зависит от продолжительности выдержки, а последняя в свою очередь — от объема газгольдеров. Для улавливания аэрозолей, образовавшихся в результате распада радиоактивных инертных газов, воздух после газгольдеров очищают на аэрозольных фильтрах (двухступенчатая очистка). На вновь строящихся и проектируемых АЭС наряду с газгольдерами для обезвреживания радиоактивных газов применяются установки по подавлению активности (УПАК), в основе работы которых лежит адсорбция газов на активированном угле, где они задерживаются на время, необходимое для естественного распада. Эффективность работы УПАК зависит от объема загрузки и температуры среды. При понижении температуры скорость адсорбции газов на угле возрастает.
Опыт показывает, что принятые на АЭС способы обезвреживания газоаэрозольных отходов обеспечивают безопасное удаление вентиляционного воздуха в атмосферу. Для лучшего рассеивания очищенного воздуха в атмосфере его выводят через вентиляционные трубы высотой 100—120— 150 м.
Для сбора стоков, загрязненных радиоактивными веществами, на электростанциях устанавливают специальную систему канализации с очистными сооружениями. В качестве основных методов применяют выпарку и ионный обмен, обеспечивающие снижение активности стоков в зависимости от исходной величины на 2—4 порядка. Эффективность очистки может быть повышена путем повторной очистки на тех же сооружениях. Большая часть очищенных стоков используется повторно в системе оборотного водоснабжения для подпитки контуров, обмыва и дезактивации помещений, оборудования и пр. Только небольшая часть стоков, которую не представляется возможным использовать повторно (от санпропускников, спецпрачечных, лабораторных раковин и др.), в виде дебалансных вод сбрасывается в хоз-фекальную канализацию, причем активность таких стоков не превышает допустимые нормативы.
При очистке стоков, загрязненных радиоактивными веществами, образуются высокоактивные и концентрированные жидкие отходы в виде кубовых остатков выпарных аппаратов, отработанных ионообменных смол и шламов. Эти отходы имеют активность порядка Ю-4—Ю-1 Ки/кг; их собирают для долговременного хранения в специальные емкости-хранилн-ща. Конструкция этих хранилищ такова, что практически исключается возможность попадания радиоактивных веществ в грунтовые воды. Указанные емкости изготавливаются из материалов, не поддающихся коррозии, по типу «банка в банке» или с поддоном, оборудованным влагосигнализа-торами. Для удобства и обеспечения безопасности долговременного хранения высокоактивных жидких отходов начинают применяться различные методы их отверждения — цементирование, остеклование, битумизация и пр. В проектах новых АЭС предусматривается отверждение кубовых остатков выпарных аппаратов путем битумизации с захоронением битумизированных отходов в хранилищах простой и экономичной конструкции.
В исключительных случаях и при надежных гидрогеологических условиях радиоактивные отходы можно захоронять в глубинные подземные горизонты, не используемые в народнохозяйственных целях и надежно изолированные от смежных водоносных горизонтов. Обезвреживание и захоронение твердых радиоактивных отходов обычно не представляет принципиальных трудностей. Для них в зависимости от уровня активности устраивают железобетонные хранилища либо обычные земляные траншеи.
На АЭС организован строгий дозиметрический и радиометрический контроль за сбором, обезвреживанием, хранением и удалением радиоактивных отходов, контроль за их влиянием на санитарное состояние внешней среды. Постоянный контроль за выбросами в атмосферу дополняется спектрометрическим и радиохимическим исследованием наиболее радиотоксичных изотопов — стронция-89 и стронция-90, йода-131, цезия-137 и др. Пробы
воздуха для этих исследований берут из центральной вентиляционной трубы перед выбросом в атмосферу.
Очищенные сточные воды перед сбросом за пределы АЭС собирают в промежуточные емкости и тщательно анализируют. Сброс разрешается только при условии, если содержание радионуклидов не превышает допустимых концентраций для воды (согласно НРБ-76). На сбросном коллекторе технического водоснабжения устанавливают приборы непрерывного дозиметрического контроля охлаждающих вод перед сбросом их в открытые водоемы. С целью обнаружения возможных протечек из хранилищ жидких отходов устанавливают специальные контрольные приборы в приямках емкостей хранилищ, а также постоянно анализируют грунтовые воды контрольных скважин, расположенных в определенном порядке вокруг хранилищ жидких отходов. На случай нарушения целостности какой-либо емкости в составе хранилищ предусмотрены} резервные емкости, в которые в любое время могут быть перекачены отходы из аварийной емкости.
Контроль за радиационной обстановкой в районах расположения АЭС осуществляется специальными службами внешней дозиметрии самих станций и органами Государственного санитарного надзора Министерства здравоохранения СССР по заранее разработанной программе. Службы внешней дозиметрии укомплектованы высококвалифицированными специалистами и оснащены необходимым современным оборудованием и измерительной аппаратурой. Для оперативности в работе они снабжены передвижными радиологическими лабораториями, смонтированными на автомашинах. Под постоянным контролем находится территория радиусом 10—12 км4 от АЭС, что является вполне достаточным, так как внешняя граница контролируемой зоны находится значительно дальше точки приземления факела выбросов при высоте вентиляционной трубы 100—120 м, в основном принятых для АЭС. Для сравнения данных, получаемых в контролируемой зоне, устанавливается контрольная (фоновая) точка, находящаяся на расстоянии 30—40 км с наветренной стороны по отношению к АЭС. Кроме того, до пуска АЭС в эксплуатацию снимают «нулевой» фон в районе АЭС, т. е. регистрируют уровни естественной радиоактивности объектов внешней среды, обусловленной в основном глобальными выпадениями из атмосферы. Затем эти величины сравнивают с фактическими данными при эксплуатации АЭС и дают объективную оценку влияния работы АЭС на изменение радиационной обстановки в районе.
Результаты систематически проводимого контроля показывают, что за весь период эксплуатации действующих АЭС радиационная обстановка в районах их расположения не ухудшилась по сравнению с «нулевым» фоном. Содержание радиоактивных веществ в объектах внешней среды на территории наблюдаемых зон АЭС практически находятся в пределах уровней, обусловленных глобальными выпадениями. Концентрация радиоактивных веществ в атмосферном воздухе и в воде открытых водоемов в десятки и сотни раз ниже допустимых. Мощность гамма-излучения во всех точках контроля не превышает уровней естественного радиоактивного фона данной местности. Концентрации радиоактивных веществ в сельскохозяйственных продуктах местного производства в районах размещения АЗС не отличаются от уровней, характерных для других районов данной местности. Медицинские и дозиметрические обследования детского и взрослого населения, проживающего в непосредственной близости от АЭС, показали, что работа станций не оказывает вредного влияния на жизненные условия и состояние здоровья населения.
Все вышеизложенное позволяет сделать вывод, что собственно АЗС без учета необходимости регенерации отработанного топлива безопасны для окружающей среды. Более того, в санитарно-гигиеническом отношении АЭС имеют большие преимущества перед тепловыми электростанциями (ТЭС), работающими на органическом топливе (каменный уголь, мазут), которые ввиду трудности решения проблемы очистки выбросов значитель-
но загрязняют атмосферный воздух различными продуктами сгорания. ТЭС вносят наиболее весомый «вклад» в загрязнение окружающей среды пылью, сернистым газом, окислами азота.
Институтом прикладной геофизики Государственного комитета Совета Министров СССР по гидрометеорологии и контролю природной среды проведено прогнозирование обстановки окружающей среды в глобальном масштабе к 2000 г., создаваемая за счет выбросов энергетических установок. Прогнозирование показало, что к 2000 г. выбросы ТЭС будут создавать в воздухе над сушей постоянное 10-кратное превышение среднесуточной ПДК по сернистому ангидриду. Близкие цифры в отношении ПДК получены при расчете концентраций золы и других токсических веществ. Если к этому добавить выбросы промышленных предприятий, то прогноз еще более ухудшится. Для радиоактивных же веществ среднегодовая концентрация к 2000 г. при общей (в мире) мощности АЭС 5,5 10е МВт, не превысит 0,001 от допустимой.
Бурный рост промышленности и экономики, успехи науки и техники позволили перейти к проектированию и строительству в нашей стране АЭС с единичной мощностью блока 1000 МВт и более. Ведется разработка АЭС с реактором мощностью 2000 МВт. Увеличение единичной мощности реакторов АЭС экономически оправдано и позволяет этим станциям по себестоимости вырабатываемой электроэнергии успешно конкурировать с обычными ТЭС. Более важная роль будет принадлежать реакторам, работающим на быстрых нейтронах; наряду с получением электроэнергии на них осуществляется расширенное воспроизводство вторичного ядерного горючего — плутония-239.
В связи с увеличением единичной мощности энергетических блоков, стремлением к размещению АЭС в непосредственной близости к потребителям электроэнергии (в промышленных районах с высокой плотностью населения и многоотраслевым сельским хозяйством), использованием ядерных реакторов не только для производства электроэнергии, но и для теплофикации и горячего водоснабжения крупных городов, опреснения морской воды и других народнохозяйственных нужд обеспечение радиационной безопасности следует считать важнейшей задачей в проблеме атомной энергетики. Специализированными научно-исследовательскими и проектно-кон-структорскими 'организациями постоянно ведутся работы по дальнейшему повышению надежности работы атомных электростанций и безопасности населения, проживающего в непосредственной близости от АЭС. Для большей гарантии предусматриваются надежные меры безопасности даже в случаях маловероятных аварий. Одним из таких мероприятий является строительство АЭС с размещением реактора и оборудования первого контура в герметичной оболочке, рассчитанной на локализацию радиоактивных выделений внутри этой оболочки при максимально возможной аварии (полный мгновенный поперечный разрыв циркуляционного трубопровода). На АЭС с герметичной защитной оболочкой исключается возможность поступления в окружающую ^среду радиоактивных веществ в количествах, превышающих допустимые. Сооружение герметичной оболочки предусматривается для блоков с реакторами ВВЭР-1000, устанавливаемых на Нововоронежской, Ровенской, Калининской, Южно-Украинской и других АЭС. Для этих же целей служат разработанные системы локализации аварий на других типах реакторов, ограничивающие выброс радиоактивности во внешнюю среду в пределах установленных нормативов.
Перечисленные и другие меры безопасности позволяют приближать атомные энергетические установки большой мощности к крупным населенным пунктам, что является экономически весьма целесообразным при использовании ядерных реакторов как источников тепла для теплофикации и горячего водоснабжения городов. Учитывая перспективы развития атомной энергетики, научно-исследовательские и проектно-конструкторские организации различных профилей продолжают работу по совершенствованию
оборудования и увеличению гарантий надежности его работы, разработке и внедрению новых технологических схем и процессов обезвреживания и утилизации радиоактивных отходов и другим проблемам, обеспечивающим абсолютную безопасность АЭС.
Широкое развитие ядерной энергетики в ближайшем будущем требует своевременного научного решения ряда вопросов. Главным из них является проблема жидких отходов, решение которой позволит обеспечить надежную защиту окружающей среды. Хотя газоаэрозольные выбросы АЭС не представляют опасности для окружающей среды, сохраняют актуальность работы, направленные на их дальнейшее снижение. Это обусловлено тем, что в перспективе следует не только сохранить незначительным облучение населения, живущего вблизи АЭС, но и не допустить существенного возрастания популяционной дозы. Важной проблемой является обеспечение гарантий противоаварийного загрязнения внешней среды, что существенно облегчит задачу размещения АЭС и АТЭЦ вблизи крупных городов.
Сейчас, когда развитие ядерной энергетики набирает невиданные темпы и все более расширяется использование атомной энергии в различных областях производственной деятельности человека, расширяются и усложняются задачи обеспечения радиационной безопасности. Необходимо сосредоточить внимание на оптимизации систем радиационной безопасности, повышении автоматизации систем измерения радиационных факторов и совершенствовании прогнозирования. Уже сейчас надо развернуть необходимые исследования, чтобы быть готовыми к решению задач по обеспечению радиационной безопасности при эксплуатации перспективных установок, в частности реакторов на быстрых нейтронах. Поскольку атомная энергия находит применение практически во всех отраслях народного хозяйства, становится актуальным исследование совместного воздействия радиационных и вреднодействующих нерадиационных факторов.
Поступила 15/ХП 1978 г.
УДК 615.917:547.532].015.4
Доктор мед. наук Г. Н. Красовский, Н. А. Егорова, канд. мед. наук
3. И. Жолдакова
ПРИМЕНЕНИЕ ЗАКОНОМЕРНОСТЕЙ ХИМИЧЕСКАЯ СТРУКТУРА — БИОЛОГИЧЕСКАЯ АКТИВНОСТЬ ДЛЯ ПРОГНОЗИРОВАНИЯ ПАРАМЕТРОВ ТОКСИЧНОСТИ ПРОИЗВОДНЫХ БЕНЗОЛА
Институт общей и коммунальной гигиены им. А. Н. Сысина АМН СССР, Москва
Попытки связать биологическую активность с обычными физико-хи-мическими константами далеко не во всех случаях оказались успешными и не позволили разработать нужные математические модели для прогнозирования параметров хронической токсичности вещсств (Г. Н. Красовский и Н. А. Егорова; Е. И. Люблина и соавт.). В настоящее время в США большое внимание уделяется возможности предсказания биологической активности веществ по их химической структуре и физико-химическим показателям. Одним из направлений таких исследований является определение параметров биологического действия веществ по коэффициентам распределения октанол/вода, константам гидрофобности Ханча, электронным константам Гаммета и стерическим константам Тафта. С помощью этих и некоторых других констант, сходных с константами Гаммета, удалось с большой точностью описать биологическое и токсическое действие многих групп родственных по структуре химических соединений (НапвсИ, 1976; НэпбсЬ, и Рикипайе).
Корреляция биологической активности некоторой группы веществ с их химической структурой в общем виде может быть представлена уравнением:
