25 марта 2011

Регулирующий надзор за пунктами временного хранения ОЯТ и РАО

Atomic-Energy.ru

В пунктах временного хранения (ПВХ) радиоактивных отходов и отработавшего ядерного топлива на Кольском полуострове (в губе Андреева и поселке Гремихе) хранится ОЯТ из 88 выгруженных активных зон реакторов и 17 558 т твердых РАО. Анализ радиоэкологической обстановки позволяет сделать вывод, что после вывоза ОЯТ и РАО с территорий ПВХ потребуется реализация крупной и продолжительной программы работ по реабилитации зданий и территории.

Пункт временного хранения в губе Андреева расположен в прибрежной полосе Баренцева моря (Мотовский залив, западный берег губы Западная Лица), ближайшие населенные пункты – поселки Большая Лопатка (2,4 км) и Нерпичье (1,8 км), а также город Заозерск (8 км) с населением около 15 тыс. человек. 

ПВХ, расположенный в 0,7 км от поселка Гремихи в губе Червяной Баренцева моря, находится вблизи города Островного (1,2 км) от объекта. В обоих населенных пунктах проживает 3500 человек.

В 2005-2009 годах Федеральное медико-биологическое агентство (ФМБА России) при технической поддержке Федерального  медицинского биофизического центра им. А.И.Бурназяна и участии Главного управления по радиационной защите Норвегии провело обследование территорий и объектов ПВХ ОЯТ и РАО в губе Андреева и поселке Гремихе.

Основные задачи исследования:

  • детальный анализ радиационной обстановки на площадках и в окрестностях пунктов временного хранения;
  • оценка радиологических угроз для определения приоритетных направлений радиационного регулирования;
  • радиационный контроль и мониторинг состояния окружающей среды;
  • разработка системы регулирующих документов, обеспечивающих соблюдение радиационной безопасности персонала и населения, в том числе радиационно-гигиенических требований и нормативов по реабилитации загрязненных территорий.

Для получения исчерпывающей и независимой, с точки зрения регулирующих органов, информации о текущем состоянии радиационной обстановки, был организован радиационно-гигиенический мониторинг объектов ПВХ.

Методика исследований

В ПВХ в губе Андреева сосредоточено ОЯТ активностью  1,3*017 Бк и РАО активностью 6,0*1014 Бк, в Гремихе – ОЯТ активностью 1,3*1016 Бк и РАО активностью 3,3*1013 Бк. Кроме того, в ПВХ в губе Андреева находится 3042 т ЖРО (рис.1).

Рис. 1. Активность ОЯТ и РАО на ПВХ в губе Андреева и Гремихе

На первом этапе работ (в 2005 году) были выполнены исследования по предварительным оценкам угроз от ПВХ [1]. Выяснилось, что для оценки радиационного риска необходимо располагать данными об индивидуальных дозах облучения контролируемых групп населения и значениях доз на местности, непосредственно прилегающей к территориям ПВХ; однако в то время не было данных по уровням радиоактивного загрязнения территорий, прилегающих к площадкам.

В 2005-2009 годах в ПВХ в губе Андреева и Гремихе было отобрано более 300 проб объектов окружающей среды, местных пищевых продуктов и питьевой воды, проведен индивидуальный дозиметрический контроль территорий и населения. Пробы обрабатывали γ-спектрометрическим и радиохимическим методами.

Для обеспечения радиационной безопасности персонала и населения территория ПВХ и их окрестностей была разделена на следующие зоны:

  • зона строго режима (ЗСР), где расположены объекты, на которых хранятся ОЯТ и РАО и производятся радиационно-опасные работы;
  • зона свободного доступа (ЗСД), где находятся объекты, обеспечивающие работу в ЗСР;
  • санитарно-защитная зона (СЗЗ) для административно-технического обеспечения ПВХ;
  • зона наблюдения (ЗН) – это территория вокруг ПВХ, где проводится радиационный контроль для обеспечения радиационной безопасности населения. 

В первых трех зонах присутствие населения запрещено.

Радиационная обстановка в ПВХ 

Исследования показали, что мощность дозы γ-излучения на территории ПВХ варьирует в широком диапазоне: в ЗКД – от 0,2 мкЗв*ч-1 до 140 мкЗв*ч-1, в ЗСД – от 0,2 мкЗв*ч-1 до 12 мкЗв*ч-1, в СЗЗ – от 0,1 мкЗв*ч-1 до 0,2 мкЗв*ч-1. На территории ЗН мощность дозы изменяется в диапазоне от 0,063 мкЗв*ч-1до 0,14 мкЗв*ч-1 при среднем значении 0,12 мкЗв*ч-1 и не отличается от уровней, характерных для территорий северо-запада России и, в частности, Мурманской области.

В районе старого технологического пирса, а также вокруг ряда хранилищ ОЯТ удельная активность 137Cs достигает 5,7*107 Бк*кг-1, а 90Sr – 5,7*106 Бк*кг-1. Концентрация 137Cs и 90Sr в почве в СЗЗ и ЗН находится на уровне, характерном для «чистых» территорий севера России и не превышает 36 Бк*кг-1 и 4 Бк*кг-1 соответственно (рис. 2). 

Рис. 2. Содержание 90Sr and 137Cs в почве в ПВХ в губе Андреева согласно зонированию (1-я колонка – ЗСР; 2 – ЗСД; 3 – СЗЗ; 4 – ЗН)

Результаты выборочного индивидуального дозиметрического контроля показывают, что дозы внешнего облучения населения и персонала группы Б, обусловленные природными и техногенными источниками γ-излучения, составляют, соответственно, 0,8 и 0,9 мЗв*год-1. Дозы внутреннего облучения населения, обусловленные поступлением радионуклидов с рационом – 14 мкЗв*год-1. Суммарные эффективные дозы облучения населения (за счет природных и техногенных радионуклидов) в зоне наблюдения составляют около 0,8–0,9 мЗв*год-1, что соответствует действующим нормативам.

В Гремихе мощность дозы γ-излучения в ЗКД изменяется от 0,2 мкЗв*ч-1 до 500 мкЗв*ч-1 (максимальные значения в 4 раза больше, чем в губе Андреева), в ЗСД – от 0,2 мкЗв*ч-1 до 12 мкЗв*ч-1 (на около 80% территории этой зоны уровни не превышают 5 мкЗв*ч-1). В СЗЗ и ЗН (в Островном и Гремихе) – от 0,09 мкЗв*ч-1  до 0,2 мкЗв*ч-1, то есть в пределах флуктуаций естественного фона данного региона.

На территории промплощадки отмечено техногенное загрязнение почвенного покрова 137Cs, 90Sr и, в незначительных концентрациях, 60Co, 152Eu, и 154Eu. На территории ЗН (в том числе в Гремихе и Островном) содержание 137Cs и 90Sr в почве (рис. 3) находится в основном на уровне фона (1-50 Бк*кг-1). Однако в некоторых случаях на локальных участках за пределами населенных пунктов наблюдается превышение фоновых значений (до 100 Бк*кг-1 по 137Cs).

Рис. 3. Содержание 90Sr and 137Cs в почве в ПВХ в Гремихе согласно зонированию (1-я колонка – ЗСР; 2 – ЗСД; 3 – СЗЗ; 4 – ЗН)

Результаты выборочного индивидуального контроля населения и персонала показывают, что дозы внешнего облучения, обусловленные природными и техногенными γ-источниками, составляют 0,7 мЗв*год-1 (для населения) и 0,9 мЗв*год-1 (для персонала группы Б). Дозы внутреннего облучения населения, полученного за счет поступления 137Cs и 90Sr с рационом –около 14 мкЗв*год-1, что значительно ниже регламентированного уровня.

Радиационный мониторинг объектов окружающей среды показал существенное превышение фоновых значений по 137Cs и 90Sr на локальных участках прибрежной полосы СЗЗ в водорослях, донных отложениях и растительности. В объектах зон наблюдений ПВХ в некоторых случаях также фиксировалось превышение фонового содержания радионуклидов. Предварительные результаты исследования сорбции радионуклидов в почве и подземных водах позволяют предположить наличие эффективной миграции из сильно загрязненных участков территории с потоками грунтовых вод, что приводит к постоянному поступлению радиоактивных веществ в прибрежную морскую акваторию. В связи с возможность дальнейшего загрязнения территории ПВХ необходимо проведение динамического наблюдения за радиационной обстановкой как в режиме штатной деятельности, так и при вывозе ОЯТ и РАО [2].

В рыбе, выловленной в прибрежной морской акватории ПВХ, концентрации радионуклидов колеблются в диапазоне 0,7-13 Бк*кг-1 для 90Sr и 0,413-35 Бк*кг-1 для 137Cs, что значительно ниже допустимых уровней радиоактивного загрязнения.

Нормативы реабилитации загрязненных территорий

В соответствии с современными подходами к обеспечению радиационной безопасности при разработке нормативов реабилитации основное внимание было уделено обоснованию ограничений доз облучения персонала и населения от остаточного загрязнения.

Для ПВХ в губе Андреева и поселке Гремихе ФМБА России установило дозовые квоты на облучение населения, равные 100 мкЗв*год-1 от выбросов и 30 мкЗв*год-1 от сбросов радиоактивных веществ (таблица 1).

Таблица 1. Квоты на облучение населения от выбросов и сбросов при нормальной эксплуатации ПВХ

Существует три основных варианта реабилитации ПВХ:

  • консервация (хранение под наблюдением) исключает потенциальную угрозу загрязнения территории, акватории и воздушной среды ПВХ: создается охранная зона и осуществляется постоянный радиационный контроль;
  • конверсия (реновация) предполагает последующее ограниченное использование территорий и объектов ПВХ (в соответствии с действующими регулирующими документами) в сочетании с проведением реабилитационных мероприятий и радиационным контролем (концепция «коричневой лужайки»);
  • ликвидация предусматривает поэтапный демонтаж и вывоз оборудования, удаление РАО (включая загрязненные объекты окружающей среды) и обеспечение ограничения дозы облучения критической группы населения на уровне 1 мЗв*год-1 (концепция «зеленой лужайки» или неограниченного использования).

В ПВХ в губе Андреева запланированы работы по подготовке и удалению ОЯТ и РАО с последующей ликвидацией или консервацией зданий и сооружений, а также дезактивация территории. Предполагается, что на ПВХ в Гремихе, кроме работ по экологической реабилитации, потребуется восстановление и реконструкция инфраструктуры для обеспечения выгрузки и последующего временного хранения активных зон реакторов АПЛ с жидкометаллическим теплоносителем.

ФМБА утвердило нормативы для основных вариантов реабилитации ПВХ (таблица 2), разработанные на основании действующих в России законов и нормативов, с учетом сложившейся радиационной обстановки, современных международных рекомендаций и зарубежного опыта.

Таблица 2. Дозовые критерии для различных вариантов реабилитации ПВХ

В дополнение к основным нормативам устанавливаются производные нормативы в зависимости от варианта реабилитации. К наиболее важным из них относятся мощность дозы γ-излучения в помещениях объектов и на территории ПВХ, загрязнение поверхностей производственных помещений α- и β-активными нуклидами, концентрация радионуклидов в грунтовых и подземных водах, морепродукта и почве.

После ликвидации ПВХ устанавливается следующие требования к производным нормативам:

  • значение мощности дозы γ-излучения в сооружениях, оставшихся на территории ПВХ для дальнейшего использования в качестве производственных помещений, не должно превышать 0,5 мкЗв*ч-1, включая мощность дозы от естественных радионуклидов и космического излучения;
  • не допускается снимаемое (нефиксированное) загрязнение поверхностей таких сооружений и находящегося в них оборудования;
  • уровень неснимаемого (фиксированного) радиоактивного загрязнения поверхностей помещений β-активными нуклидами не должно превышать 100 част/мин*см2;
  • содержание техногенных радионуклидов в почве и дорожных покрытиях не должны превышать 1/10 минимально значимой удельной активности, установленной в российских нормах радиационной безопасности;
  • удельная активность техногенных радионуклидов в морепродуктах в зоне наблюдения не должны превышать имеющихся уровней;
  • подземные воды (с учетом активности техногенных и природных радионуклидов) должны удовлетворять требованиям, предъявляемым к питьевой воде.

Кроме того, в качестве производных нормативов предложены справочные дозовые коэффициенты для оценки удельной активности почвы (по заданным значениям годовой эффективной дозы) при некоторых сценариях использования территории после ликвидации ПВХ: работе на открытой местности (строительство новых зданий и сооружений, работа в порту и т.д.) и в зданиях (в офисе, на складе и т.д).

Дозовые коэффициенты также могут быть использованы для оценки остаточного загрязнения территории после поведения дезактивации очистки при ликвидации ПВХ.

Установленные граничные значения доз и уровней загрязнения являются максимальными. Их снижение должно проводиться по принципу оптимизации с учетом конкретного использования реабилитированных территорий и объектов, при этом полученные значения «оптимизированной дозы» лягут в основу определения конкретных уровней очистки территории и объектов. 

Соблюдение разработанных критериев и нормативов должно подтверждаться результатами радиационного контроля и мониторинга, проводимого как в ходе, так и по завершении реабилитационных мероприятий.

Авторы:

М.Ф. Киселев, б.д.н. (Федеральный медицинский биофизический центр им. А.И. Бурназяна)

Н.К. Шандала, д.м.н., В.А. Серегин (Федеральное медико-биологическое агентство)

М.К. Сневе, к.х.н., П. Странд, д.б.н. (Главное управление Норвегии по ядерной и радиационной безопасности)

А.С. Косников, Е.С. Щелканова (ФГУП "СевРАО")