Проверка на безопасность

Проведена оценка радиационных рисков при эксплуатации МФР ОДЭК

Специалисты проектного направления «Прорыв» провели оценку уровня радиационной безопасности модуля фабрикации нитридного топлива для реактора БРЕСТ-ОД-300. О методике и итогах оценки рассказывает Виктор Иванов, главный радиоэколог «Прорыва», член Президиума НТС Росатома, заместитель директора по научной работе Медицинского радиологического научного центра им. А. Ф. Цыба.

На территории Сибирского химического комбината возводится опытно-демонстрационный энергетический комплекс (ОДЭК). Он включит энергоблок с реактором БРЕСТ-ОД-300 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.

Пуск МФР планируется уже в 2024 году. 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.

Международные стандарты

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). Важно подчеркнуть, что в Организации объединенных наций нет других научных комитетов, кроме НКДАР, — это доказательство значимости радиоэкологии. Я работаю в комитете около 30 лет как представитель России. 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 50-летние выводы оценки последствий бомбардировок Хиросимы и Нагасаки (см. справку «Технология оценки ОЭД и LAR»). В этом году МАГАТЭ опубликует новый технический документ с описанием технологий оценки радиационно-обусловленных канцерогенных рисков, авторы этого международного документа входили в команду по оценке безопасности МФР.

Оценка риска

В рамках действующих международных стандартов радиационный риск считается пренебрежимо малым, когда вероятность канцерогенных эффектов ниже, чем 1 случай на миллион человек в год (см. справку «Международная шкала радиологического риска»).

LAR считают для конкретных радиоактивных изотопов. Рассмотрим простой пример (см. графики «Пожизненный обусловленный риск (LAR) при облучении»). Если взять одинаковые дозы облучения полонием-210 и торием-230 по ожидаемой эффективной дозе (1 мЗв), то канцерогенные риски по LAR будут отличаться почти в 7 раз. Риск для полония-210 выше, потому что лучевые нагрузки распределяются не только по костным тканям (как для тория-230), но и по другим радиочувствительным органам и тканям.

Для оценки LAR для населения, проживающего вблизи МФР, мы использовали новую технологию Международной комиссии по радиологической защите по оценке канцерогенных рисков для 13 основных органов человека (см. таблицу «LAR для населения, проживающего вблизи МФР»). По радионуклидам плутония были получены возможные лучевые нагрузки для населения разного возраста 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.

Мы оценили канцерогенные риски в условиях нормальной эксплуатации МФР. Сценарии проектной и запроектной аварий будут рассмотрены в 2022 году. Также идет оценка рисков для других объектов ОДЭК: реактора и модуля переработки. Я надеюсь, что в 2023 году мы получим оценки LAR в целом по ОДЭК.

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 %. Таким образом, ввод в эксплуатацию МФР ОДЭК не представляет для населения никакой радиологической опасности, оцененной по современным международным действующим стандартам

Рис. 1

Технология оценки ОЭД и LAR

Справка

Публикация № 103 МКРЗ 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 году ввел 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 году, поскольку данных не хватало, получилась приблизительная рисковая оценка, довольно грубая. В 1996 году МАГАТЭ одобрило технологию оценки радиационных канцерогенных рисков по эффективной дозе. Через 30 лет, в 2005 году, накопились данные, которые позволили дать оценку канцерогенных рисков по всем 13 органам. Появилась новая метрика канцерогенного риска — пожизненный обусловленный риск (LAR).

Рис. 2

Международная шкала радиологического риска

Рис. 3

Название: Пожизненный обусловленный риск (LAR) при облучении полонием-210 и торием-230

Рис. 4

LAR для населения, проживающего вблизи МФР

По итогам оценки риск радиационно-обусловленного рака составляет один на миллион при функционировании МФР за всю жизнь (спонтанный риск рака за жизнь составляет 20 %). Таким образом, ввод в эксплуатацию МФР ОДЭК не представляет для населения никакой радиологической опасности

Справка

Модуль по производству плотного нитридного уранплутониевого топлива (МФР) станет одним из основных элементов энергокомплекса с реактором БРЕСТ-ОД-З00, который сооружается на Сибирском химкомбинате. Единый модуль фабрикации и рефабрикации топлива позволит работать как со «свежими» материалами, так и с продуктами переработки ОЯТ реактора БРЕСТ-ОД-300. Также предусматривается включение в топливо минорных актинидов для последующей их трансмутации.

Сооружение МФР началось в 2015 г. Строительные работы уже завершены, сейчас идет монтаж основного технологического оборудования. Из последних новостей: в июле 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 следующего года — пусконаладка оборудования.

Экспериментальные твэлы и тепловыделяющие сборки, изготовленные на СХК, уже несколько лет проходят испытания в реакторе на быстрых нейтронах БН-600 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 этом году разработали технический проект твэла на базе нитридного уранплутониевого топлива для реактора БРЕСТ-ОД-300. 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.