Ядерная энергетика: переработка и удаление высокорадиоактивных отходов: отчет о совещании ВОЗ, Брюгге, 2–6 июня 1980 г.

Региональные публикации ВОЗ Европейская серия № 13 ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА: ПЕРЕРАБОТКА И УДАЛЕНИЕ ВЫСОКОРАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ Отчет о совещании ВОЗ Брюгге, 2 - 6 июня 1980 г. ВСЕМИРНАЯ ОРГАНИЗАЦИЯ ЗДРАВООХРАНЕНИЯ Европейское региональное бюро Копенгаген 1986 © Всемирная организация здравоохранения, 1986 На публикации Всемирной организации здравоохранения распространяются положения протокола № 2 Всемирной конвенции об охране авторских прав. Заявления на перепечатку или перевод публикаций Европейского регионального бюро ВОЗ частично или In toto следует направлять в эту Организацию по адресу: Regional Office for Europe, Scherfigsvej 8, DK-2100 Copenhagen 0, Denmark. Региональное бюро охотно удовлетворяет такие просьбы. Обозначения, используемые в настоящем издании, и приводимые в нем материалы ни в коем случае не выражают мнения Секретариата Всемирной организации здравоохранения о юридическом статусе какой-либо страны, территории, города или района, их органе власти или об их государственных границах. Упоминание некоторых компаний или продукции отдельных изготовителей не означает, что Всемирная организация здравоохранения отдает им предпочтение по сравнению с другими, не упомянутыми в тексте или рекомендует их к использованию. Как правило, патентованные наименования выделяются начальными прописными буквами. Эта публикация отражает взгляды участников данной Рабочей группы и необязательно представляет решения или официальную политику Всемирной организации здравоохранения. ИЗДАНО В ДАНИИ СОДЕРЖАНИЕ С. Замечания по терминологии . .......................... vi В в е д е н и е ....................................... 1 1. Выводы и рекомендации .............................. 7 2. Высокорадиоактивные отходы ........................ 13 3. Цели охраны здоровья . ........................... 26 Разработки МКРЗ . . . .............. 26 Принцип оправданности . ........................... 30 Принцип оптимизации . ............................. 31 Пределы д о з ..........................................33 Применение разработок МКРЗ ....................... 35 4. Способы захоронения......................... 45 Захоронение в геологических формациях ............. 47 Захоронение в океане ............................. 56 Другие способы .................................... 60 Дальнейшее развитие ................................ 63 5. Обязанности международных организаций ............. 66 Список литературы ...................................... 71 Приложение 1. Глоссарий .............................. 74 Приложение 2. Состав подгрупп ....................... 82 Приложение 3. Участники ................................83 v ЗАМЕЧАНИЯ ПО ТЕРМИНОЛОГИИ Политика ВОЗ в отношении терминологии заключается в следовании официальным рекомендациям авторитетных международных организаций, и в настоящей публикации было сделано все для соблюдения указанного принципа. Почти все международные научные органы в настоящее время рекомендуют использовать единицы измерения системы СИ (Syst£me international d'Unites), разработанную Генеральной конференцией мер и весова ; использование этих единиц было одобрено Тридцатой сессией Всемирной ассамблеи здравоохранения в 1977 г. В следующей таблице приведены две единицы системы СИ, часто используемые в этом отчете, и их обозначения, а также соответствующие единицы в другой системе и коэффициенты пересчета. Единицы системы СИ и их обозначения Старые единицы Коэффициент пересчета беккерель, Bq(BK) кюри, СЦКи) 1Ci = 3,7 х 1010Bq (37 GBq) зиверт, Sv (3b ) рем 1 рем 0,01 Sy а Авторитетные сведения о системе СИ содержатся в книге "Единицы СИ в медицине", выпущенной Всемирной организацией здравоохранения. Эту книгу можно приобрести в магазинах, торгующих книгами, или непосредственно в отделе распределения и сбыта ВОЗ, обратившись по адресу: Distribution and Sales, World Health Organization, 1211 Geneva 27, Switzerland. ВВЕДЕНИЕ Европейское региональное бюро ВОЗ при поддержке правительства Бельгии провело 2-6 июня 1980 г. совещание Рабочей группы по медико-санитарным аспектам захоронения высокорадиоактивных отходов. Это было третье совещание из серии проводимых в Бельгии встреч по медико-санитарным аспектам ядерной энергетики. Отчет о первом совещании, посвященном общему обзору проблемы, был опубликован в 1978 г. (1). Второе и третье совещания были посвящены конкретным аспектам ядерной энергетики, затрагивающим вопросы здравоохранения. Отчет о втором совещании, посвященном трансурановым элементам, опубликован в 1982 г. (2). Цель указанных совещаний состояла в том, чтобы удовлетворить потребность органов здравоохранения й охраны окружающей среды европейских стран в необходимой как им самим, так и населению информации о последствиях для здоровья людей новых разработок в области мирного использования ядерной энергии. Несмотря на резкое возрастание начиная с 1974 г. цен на нефть, развитие ядерной энергетики в последнее десятилетие замедлилось. Тем не менее европейские страны удовлетворяют все возрастающую долю своих потребностей в электроэнергии за счет атомных электростанций (АЭС) и эта тенденция, по-видимому, сохранится (3). В связи с этой тенденцией возникает естественное и возрастающее беспокойство по поводу возможного облучения производственного персонала и населения высокорадиоактивными отходами, а также по поводу последствий для окружающей среды, .связанных со способами обращения с ними, их обработки, транспортировки, хранения и захоронения. В отчете о первом совещании описаны отдельные операции ядерного топливного цикла и дозы облучения, которые могут быть получены во время этих операций как персоналом, так и населением. В нем также обсуждаются возможные аварии и их предсказываемые радиационные воздействия, а также последствия, связанные с распространением ядерного оружия, подрывной деятельностью и терроризмом. Кроме того, в отчете приводится дискуссия о выражении в количественной форме последствий облучения для здоровья человека на основе выводов Международной комиссии по радиологической защите, Научного комитета ООН по действию атомной радиации (ЮНСЕАР) и Комитета по биологическим воздействиям проникающей радиации Национальной академии наук США (КБВПР). 1 В данном отчете приняты во внимание события, недавно произошедшие в рассматриваемой области, которые хотя и не влияют ощутимо на основные выводы, связанные с медико- санитарными и другими аспектами ядерной энергетики, но изменяют их акцент и значимость. В этом отношении особую ценность представляют публикации МКРЗ (4,5) и КБВПР (б). Другим большим событием, имевшим место после первого совещания, стала публикация Краткого изложения и обзора по Международной оценке ядерного топливного цикла (МОЯТЦ) (7). На заключительной пленарной конференции по данной проблеме в 1980 г. в Вене были сделаны выводы о том, что ожидается увеличение производства ядерной энергии, что удовлетворять специфические потребности развивающихся стран возможно и необходимо и что одновременно возможно и необходимо принять эффективные меры для уменьшения опасности распространения ядерного оружия, не причиняя при этом ущерба развитию ядерной энергетики. Несколько международных организаций полностью или частично занимаются вопросами воздействия на здоровье людей радиоактивных веществ и их захоронения. К вопросам, затронутым в этом отчете, наиболее близкое отношение имеют МКРЗ и ЮНСЕАР, работа которых чрезвычайно важна для оценки опасностей, связанных с радиацией; Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ), которое собирает и распространяет информацию, поддерживает координированные научно-исследовательские программы, а также разрабатывает и формулирует основные рекомендации и нормативы в этой области, и Комиссия европейсикх сообществ, которая организует и поддерживает исследования по захоронению высокорадиоактивных отходов. Сейчас по этим вопросам имеется обширная техническая литература. В странах, активно осуществляющих программы по ядерной энергетике, имеется достаточное числр специалистов, которые компетентны во всех этих исследованиях и могут вносить в них реальный вклад, согласующийся с основными выводами международных организаций и расширяющий их. Другие страны могут не иметь специалистов, подробно знакомых с указанными исследованиями и глубоко знающих соответствующую литературу. В любом случае информация в данной области, по-видимому, доступна только узкому кругу специалистов, связанных с ядерной энергетикой. Потребность в объективном обзоре, не 2 зависящем от ядерно-энергетической промышленности, в котором вся литература была бы проанализирована, обобщена и изложена ясным языком, существует во всех странах. Настоящий отчет представляет собой попытку удовлетворить эту потребность. Водные радиоактивные отходы, состоящие в основном из продуктов деления, а также из некоторых актинидов, которые выделяются при первом цикле переработки облученного топлива - экстракций растворителем, всегда классифицируются как высокорадиоактивные отходы. К этой же категории в некоторых странах относят и любые другие отходы с уровнями радиоактивности достаточно высокими, чтобы генерировать значительные количества тепла при распаде. В ряде стран, где переработка топлива не предусматривается, отработанное топливо из реактора также классифицируется как отходы, несмотря на то, что оно содержит делящиеся вещества, которые могут быть извлечены и использованы. • В этом случае отработанное топливо также является высокорадиоактивными отходами. В этом отчете рассматривается захоронение как водных отходов, образующихся на первом этапе переработки (экстракция), так и отработанного топлива. Другие виды высокорадиоактивных отходов слишком неточно определены для детального рассмотрения, но предполагается, что к их захоронению будет применим тот же общий подход. Любая система обработки и удаления высокорадиоактивных отходов должна обеспечивать условия хранения для выдержки топлива, т.е. его охлаждения и уменьшения радиоактивности, а также для перегрузки топлива при случайных остановках реактора. Последней операцией в такой системе должно быть долгосрочное хранение или захоронение отходов. В принципе имеется четкое различие между хранением и захоронением: захоронение означает, что никаких дальнейших действий (за исключением мониторинга окружающей среды или запрета на использование в будущем территории, на которой произведено захоронение) не предусматривается, в то время как хранение предполагает намерение предпринимать в будущем дальнейшие действия для возвращения, обработки, исследования или захоронения отходов. Хотя на практике разница может быть не столь ясной, данное различие следует в принципе иметь в виду. 3 Как и для большинства проблем здравоохранения, точная оценка медико-санитарных аспектов захоронения высокорадиоактивных отходов невозможна во многом по тем же причинам, по которым невозможна экстраполяция воздейстшя острого облучения на хроническое и эффектов высоких доз на низкие. С риском подвергнуться облучению приходится мириться потому, что его соотносят с риском для здоровья, который может возникнуть в случае отсутствия развития ядерной энергетики, причем оценка обоих видов риска характеризуется значительной неточностью. Конечно, этим все не исчерпывается, так как при любой попытке оценить желательность развития ядерной энергетики необходимо учитывать и другие факторы, такие, как социальные и экономические последствия; однако эти аспекты развития ядерной энергетики выходят за рамки настоящего отчета. Таким образом, в отчете сделана попытка описать способы оценки риска для здоровья. Однако в нем не ставилась задача оценить или полно описать другие факторы, которые надо принимать во внимание для оправдания развития ядерной энергетики. К этим факторам относится осознание или восприятие риска населением, не совпадающее с технической оценкой риска. Возможно, этот отчет поможет увязать между собой эти факторы, хотя он эту цель и не преследует. Тесная взаимосвязь технических и политических аргументов в этой области требует осторожного употребления слов и ясного понимания пределов аргументации. В этом отчете основные рекомендации МКРЗ, базирующиеся на ограниченном числе соответствующих данных (хотя и более обширных, чем для многих, если не для большинства, нерадиоактивных токсичных веществ) и экстраполяции, модифицированы и переформулированы в терминах ожидаемого риска для отдельных лиц и коллективного риска для населения. Эти оценки, в которых используются прогнозы факторов, связанных с окружающей средой, и социальных факторов на далекое будущее, вносят новые неопределенности. Поэтому окончательные выводы неизбежно выражены в форме вероятности или риска воздействия на здоровье или нанесения ущерба. Не может быть никакой уверенности в полной безопасности, возможна только оценка вероятности (сколько бы малой она ни была), что воздействие произойдет. 4 Для проведения оценок существует стандартный научный подход. В одних случаях вероятность можно довольно точно рассчитать (например, вероятность получить травму в результате дорожно-транспортного происшествия), тогда как в других случаях оценка носит более умозрительный характер (можно сослаться на вероятность получить травму в результате использования других источников энергии). В сущности, подход к оценке риска в этом отчете не отличается от подхода к оценке риска в других областях государственного управления и общественного здравоохранения, хотя, возможно, это сходство не всегда явно выражено. Слова "озабоченнсть", "опасность", "вероятность" и "риск" имеют эмоциональную окраску. В этом отчете "озабоченность" означает "внимание", "интерес" и не употребляется во второстепенных и обычных значениях "беспокойство", "обеспокоенное внимание". Захоронение радиоактивных отходов, таким образом, - предмет внимания, а не беспокойства. "Опасность" - это возможное вредное воздействие, это слово здесь не означает "угроза"; на самом деле вредные последствия могут быть весьма незначительными. "Вероятность" употребляется в математическом смысле слова, то есть как измеримое количество правдоподобия. Это не означает, что можно рассчитывать на то, что событие произойдет, как при обычном употреблении слова "вероятный". В действительности; событие, вероятность которого составляет, скажем, один на миллион, имеет только возможность произойти. "Риск" - также измеримое понятие: это произведение вероятности того, что событие произойдет, на вероятность нанесения ущерба в результате этого события. Здесь это слово не означает опасности или угрозы. Требование правильно использовать и понимать эти слова - не простой педантизм. Эта проблема имеет важный политический подтекст, так как обычно в политических дебатах неточные утверждения оппонентов влекут их неправильную интерпретацию. При окончательном принятии решения, когда взвешиваются технические, социальные, политические и другие факторы со всеми их неопределенностями, важно, чтобы не было никакой двусмысленности в технической оценке. Вывод, сделанный при расследовании аварии на АЭС "Три-майл-айленд" (8), согласно которому неоправданный страх, вызванный путаницей, причинил больше вреда, чем 5 излучение, - полезное напоминание важности правильного употребления слов и ясного понимания последствий тех или иных событий для здоровья. Чтобы избежать любых недоразумений, мы следовали определениям МАГАТЭ (9) (см. приложение 1). В данном отчете методы, предложенные для захоронения высокорадиоактивных отходов, описаны кратко, основное внимание уделено тем из них, которые кажутся более перспективными и разрабатываются в настоящее время более активно. Объясняется способ оценки их соответствия рекомендациям МКРЗ, модифицированным в данном отчете. В настоящее время наиболее перспективным методом представляется захоронение в геологических формациях, однако захоронение ниже уровня морского дна и, возможно, на дне океана на больших глубинах также заслуживает дальнейших исследований. Для выяснения ряда вопросов Рабочая группа рассмотрела 16 докладов, предварительно подготовленных ее членами, и несколько более коротких докладов, составленных во время совещания. Обсуждения проходили на пленарном заседании в трех подгруппах, образованных для рассмотрения различных аспектов проблемы. Председателем был избран д-р J.Schwibach, заместителями председателя - д-р A.Lafontaine, д-р М.Кугё и д-р F.L.Parker, составителем отчета - г-н A.W.Kenny. Ученым секретарем был д-р M.J.Suess. б 1ВЫВОДЫ И РЕКОМЕНДАЦИИ Выбор способа захоронения высокорадиоактивных отходов является составной частью всей системы обработки и удаления этих отходов, включающей их безопасную транспортировку, хранение и захоронение, а также предотвращение загрязнения окружающей человека среды неприемлемым количеством или концентрацией радионуклидов. Эти способы основываются на фундаментальных принципах, рекомендованных МКРЗ (4), согласно которым все дозы излучения должны быть сведены до минимально возможного (с учетом экономических и социальных факторов) уровня и не должны превышать соответствующих установленных пределов ни в настоящее время, ни в будущем. Это означает, что дозы для будущих поколений не должны превышать ныне допустимые. Разработанные МКРЗ пределы доз означают принятие низкого уровня риска для здоровья, не превышающего допустимого уровня, то есть уровня, приемлемого при других видах выгодной, но опасной деятельности. Методы захоронения радиоактивных отходов не приводят к изоляции навсегда радионуклидов и в этом нет необходимости. Потенциальный риск облучения людей и соответственно, возможный суммарный риск могут быть определены при помощи соответствующих моделей. При этом риск, соответствующий пределам доз, разработанным МКРЗ, становится стандартом, с которым сравнивают этот возможный суммарный риск. Безопасным методам обращения с радиоактивными отходами и их захоронения всегда уделялось больше внимания, чем практически всем другим видам токсичных отходов. Некоторая часть населения сомневается в том, что человечество способно решить данную проблему, и, возможно, неверно воспринимает усилия, направленные на обеспечение безопасности, как повод для беспокойства. Однако большинство компетентных в данной области исследователей уверены, что технические возможности, необходимые для 7 безопасного захоронения радиоактивных отходов, уже существуют. Остается лишь решить, какой из известных подходов выбрать и в каком случае применять каждый из них. Укажем на две особенности радиоактивности, которые способствуют организации безопасной обработки, хранения и захоронения радиоактивных отходов. Во-первых, за счет распада радионуклидов их опасность для окружающих и выделение ими тепла значительно снижаются со временем; во-вторых, простота адекватного мониторинга, обнаружения и измерений позволяет принять меры в случае обнаружения отклонений еще до развития неприемлемой ситуации. Это имеет важное значение для развития концепции захоронения высокорадиоактивных отходов, согласно которой отходы удаляют без намерения воспользоваться ими или изымать их для каких-либо целей, отличных от обычного непродолжительного обследования. Хранилище не обязательно оставлять без внимания и оно может быть объектом административного контроля со стороны государственных органов после захоронения в нем отходов. С другой стороны, хранение отходов, которое обычно является частью общей системы обращения с ними, подразумевает возможность их изъятия и использования для каких-либо целей. Методы обращения с высокорадиоактивными отходами и их временного хранения уже используются и хорошо опробованы. Методы же захоронения отходов еще не выбраны, однако широкие исследования в данной области проводятся во многих странах. Они направлены на решение необходимых технических задач; достигнутые результаты могут быть использованы, когда придет время принимать решения. К техническим проблемам относится обеспечение достаточной изоляции отходов от окружения на требуемый период, так чтобы в этот период риск для здоровья не превышал допустимого значения. Среди возможных способов захоронения высокорадиоактивных отходов наибольшее внимание привлекает размещение их в остеклованном виде в подходящих геологических формациях. Размещение отходов должно производиться в соответствующим образом оборудованных помещениях, чтобы избежать местного перегрева. Другой способ - многобарьерный - представляет собой захоронение в геологических формациях иммобилизованных отходов в контейнерах с добавлением или 8 без добавления дополнительных поглотителей. Этот способ обещает надежное обеспечение длительного удаления отходов из среды обитания человека. Оба способа захоронения отходов, вероятно, потребуют внесения поправок к Лондонской конвенции по предотвращению загрязнения моря сбросами отходов и других материалов и к Договору об Антарктике 1959 г. Признавая политические трудности, которые могут возникнуть при обсуждении поправок, мы считаем, что они не должны мешать должной технической оценке вариантов обработки и удаления отходов и (если бы оценка подтвердила их осуществимость) разработке этих вариантов. Международные организации и соглашения не должны ограничивать выбор способов захоронения отходов. Были предложены два способа полного избавления от отходов или,по крайней мере, от актинидов; однако они представляются неперспективными. Поведение отходов в хранилище определяется не каким- либо одним элементом системы захоронения. Необходимо анализировать способ изготовления контейнеров, поглотители, замедлители миграции, а также геологические и другие барьеры в среде захоронения отходов. Всю эту систему следует оценивать с учетом других систем и санитарных норм. Приемлемой системой захоронения отходов считается такая система, которая обеспечивает надежную изоляцию отходов от биосферы в течение долгого времени. Есть надежда, что консервативные технические методы наряду с использованием нескольких барьеров смогут компенсировать недостаточность сведений и фактор неопределенности при формулировании необходимых требований к хранилищам. В этом случае радиоактивные отходы могут быть изолированы таким образом, что недопустимая радиационная опасность для здоровья будет исключена в настоящее время и в будущем. При общей оценке рассматриваемой системы следует учитывать и способы транспортировки. По возможности желательно располагать оборудование по переработке топлива и обработке отходов, включая и хранилища, в одном месте. Это позволит свести к минимуму погрузочно-разгрузочные операции и транспортировку (что в принципе должно уменьшить дозы радиации для персонала и населения), а также обеспечить необходимые меры безопасности против действий злоумышленников. 9 Правильное обследование и выбор территории имеют первостепенное значение при установлении благоприятных геологических и гидрогеологических условий. Хранилища отходов могут не обеспечивать удаления отходов из биосферы навсегда, да этого и не требуется. Предполагается, что многочисленные искусственные и природные барьеры в хранилище ограничат утечку радионуклидов в среду обитания человека до приемлемых количеств и концентраций так, чтобы опасность для здоровья от захоронения высокорадиоактивных отходов была не выше допустимой. При выборе параметров для оценки способов захоронения высокорадиоактивных отходов желателен некоторый консерватизм, поскольку существует неопределенность в прогнозировании поведения биосферы и геосферы в ближайшем и отдаленном будущем. Динамика миграции в окружающей среде долгоживущих природных радионуклидов и стабильных элементов заслуживает внимательного изучения (в геосфере и в биосфере), поскольку она может служить аналогом поведения искусственных радионуклидов. В частности, необходимо тщательно определить физико-химические формы радионуклидов в соответствующих фазах окружающей среды. Во многих случаях нет адекватных аналитических методов, а доступные методы плохо применимы при тех малых концентрациях атомов, с которыми приходится иметь дело. Защита населения от воздействия проникающей радиации - главный медико-санитарный аспект захоронения высокорадио­ активных отходов. Приемлемость того или иного метода захоронения отходов рекомендуется определять на основе влияния ожидаемых доз на отдельных людей и группы населения, с учетом вероятности получения этих доз. При осуществлении расчетов ожидаемых доз необходимо будет учитывать неопределенность многих параметров, что приведет к получение не точного результата, а диапазона значений. Вероятность получения дозы будет определяться главным образом вероятностью возникновения исходной причины облучения. Выбор способов захоронения отходов должен представлять собой многоступенчатую процедуру, включающую следующие этапы: 1. Применение адекватных прогностических моделей для оценки возможных в будущем индивидуальных доз в критических группах и коллективной дозы для населения. Эти модели должны включать оценки вероятности получения этих доз. 10 2. Вероятность (риск) последствий для здоровья этих доз и вероятность появления последствий могут быть затем оценены при помощи соответствующих стандартов. 3. Если несколько вариантов захоронения отходов удовлетворяют стандарту, выбор должен основываться на сравнении ожидаемых коллективных доз, вычисленных с учетом их .прекращения после выбранного периода времени (например, 10 лет) в будущем и на вероятности их возникновения. 4. Выбранный способ должен снижать ожидаемую коллективную дозу до самого низкого реально достижимого (с учетом экономических и социальных факторов) уровня. Принимая во внимание важность данного вопроса, национальные и международные организации должны обеспечивать приоритетность развития своих програм по разработке таких стандартов допустимости методов обращения с отходами. Прогнозируемые последствия для здоровья, связанные с захоронением высокорадиоактивных отходов, необходимо сравнивать с аналогичными прогнозируемыми последствиями для здоровья, возникающими в результате других видов деятельности, таких,как альтернативные методы выработки энергии, использование и захоронение других токсичных веществ, или с дозами облучения природного происхождения. Принципы выдачи разрешений, эксплуатации и окончательного закрытия хранилищ разрабатываются параллельно с развитием методов захоронения отходов. Документация, касающаяся мест захоронения, должна храниться в соответствующих государственных учреждениях и содержать всю информацию, которая может понадобиться в будущем. Правительства и международные организации должны способствовать обмену информацией, причем международные организации должны составить международный реестр хранилищ высокорадиоактивных отходов. Захоронение высокорадиоактивных отходов в международных водах, территориях и космосе должно осуществляться в рамках международных соглашений и быть объектом контроля со стороны заинтересованных международных организаций и государственных органов. Следует поощрять деятельность национальных и международных организаций, направленную на поддержку и координацию научно-исследовательских работ в целях уточнения параметров, необходимых для оценки воздействия на здоровье всех источников энергии с тем, чтобы можно было адекватно сравнивать различные способы получения энергии. По просьбе правительств отдельных государств международные организации должны обеспечивать осуществление консультативной помощи и экспертиз при разработке и внедрении национальных программ захоронения отходов. 12 2ВЫСОКОРАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ В ядерных реакторах энергия выделяется благодаря расщеплению ядерного топлива, то есть делению атомов топлива на два или большее число более легких атомов. Топливо (в качестве которого используют обычный обогащенный уран либо смесь урана и плутония, в чистом виде или в виде окислов) помещают в реактор в металлических оболочках или плакировке. В реакторе одна часть топлива (уран и плутоний) расщепляется, образуя продукты деления, другая превращается в более тяжелые (трансурановые) элементы при поглощении нейтронов, третья остается в неизменном виде. Хотя оболочки обычно изготовляют из нержавеющей стали, сплавов циркония или сплавов магния (эти материалы выбраны из-за их низкой способности поглощать нейтроны), тем не . менее в интенсивном нейтронном поле реактора они становятся сильно радиоактивными вследствие образования продуктов активации, т.е. радионуклидов, возникающих из элементов, входящих в состав оболочки. В большинстве случаев эти продукты - радионуклиды - имеют короткий период полураспада по сравнению с другими продуктами деления и не вносят значительного вклада в активность тепловыделяющих элементов (твэлов, состоящих из ядерного топлива и оболочки) в течение длительного периода времени. Твэл обычно состоит из нескольких тонких топливных стержней, объединенных в одну конструкцию. Она может быть металлической и включать элементы, отделяющие топливные стержни друг от друга в реакторе. Внешняя поверхность стержней бывает профилированной для облегчения их обтекания теплоносителем и улучшения теплопередачи. Сборки вместе с дистанционирующими решетками являются дополнительным источником продуктов активации. Для любого типа реактора должен быть выбран способ утилизации отработанного топлива после его выгрузки из реактора. Простейшая возможность состоит в его хранении 13 либо в течение неограниченного времени, либо до достижения существенного охлаждения за счет распада. Хранение может осуществляться в установках с воздушным или водяным охлаждением. В первые несколько десятилетий такое охлаждение весьма существенно, поскольку облученные твэлы являются достаточно интенсивными источниками тепла, генерируемого радиоактивным распадом. Этот способ был опробован в Канаде и позднее в США во время моратория на переработку топлива, действовавшего до принятия решения о степени безопасности различных топливных циклов с точки зрения распространения ядерного топлива. Такой тип топливного цикла без переработки топлива назван циклом, предусматривающим промежуточное хранение облученного топлива. На первый взгляд может показаться, что при этом решается проблема распространения плутония, поскольку плутоний заключен в высокорадиоактивном облученном топливе и его выделение для военных целей потребовало бы весьма сложного оборудования, которое вряд ли легко доступно. С другой стороны, радиоактивность быстро затухает, и через несколько десятилетий она уже не сможет обеспечить такую защиту. Более того, при существующем в мире энергетическом голоде представляется неразумным консервировать расщепляющийся материал вместо того, чтобы извлекать его для повторного использования в качестве источника энергии (7). Топливные сборки в цикле этого типа являются высокорадиоактивными отходами, если их хоронят, не намереваясь перерабатывать в последующем. Такой цикл получил название топливного цикла без переработки облученного топлива. До сих пор, однако, этот цикл не использовался. Любое отработанное топливо хранится в условиях, допускающих его переработку. Другая возможность использования топливных сборок, выгруженных из реактора, заключается в их переработке и извлечении нерасщеплеиного урана и плутония для дальнейшего использования в ядерном реакторе (10) . Переработка обычно осуществляется путем растворения ядерного топлива в азотной кислоте и разделения компонентов смеси при помощи экстракции растворителем. Вначале топливная сборка и оболочки могут быть механически отделены от топлива, которое затем поступает на завод для растворения в азотной кислоте; 14 твэлы можно также измельчить и растворить в азотной кислоте, оставив сборку и оболочки нераствореиными. В обоих случаях отходы (то есть элементы сборки и оболочки), которые могут содержать существенные количества облученного топлива и продуктов деления (в зависимости от эффективности процессов разделения) не являются более высокорадиоактивными отходами согласно нашему определению и не рассматриваются далее в данном отчете. Уран и плутоний отделяют от продуктов деления посредством соединения раствора топлива в азотной кислоте с несмешивающимся растворителем, например с раствором трибутилфосфата в органическом растворителе. Более 99,9 % продуктов деления остаются в водной фазе, а практически весь уран и плутоний вместе с другими трансурановыми элементами извлекаются растворителем. Водные растворы, которые обычно называют очищенным раствором, являются согласно нашему определению высокорадиоактивными отходами. Растворитель подвергают затем дальнейшей обработке для отделения оставшихся продуктов деления от урана и плутония. Эти операции вызывают появление других отходов, которые являются средне- и низкорадиоактивными отходами переработки и не попадают под наше определение высокорадиоактивных отходов. Нас в данном случае интересуют следующие высокорадиоактивные отходы: а) очищенные растворы (отходы в виде водного раствора) , возникающие на первой стадии переработки облученных твэлов, и б) облученные твэлы, объявленные отходами топливного цикла без переработки облученного топлива. Эти два вида отходов - водный раствор и облученные твэлы - содержат практически все продукты деления, хотя в водном растворе недостает незначительного количества газообразных продуктов деления, высвободившихся при растворении кислотой, и некоторого количества продуктов деления, извлеченных из раствора в первой стадии экстракции. Если переработка не проводится, то количество облученного топлива, которое подлежит хранению, достигает 15 около 28 т в год на каждый гигаватт установленной электрической мощности, что соответствует мощности крупной современной электростанции, обеспечивающей потребности в энергии около 1 млн. человек в наиболее развитых странах. Как уже указывалось, пока еще нет практики захоронения топлива, оно находится в хранилищах до принятия решения. Водный раствор содержит в основном растворенные нитраты продуктов деления и актиниды. Он также содержит: а) небольшое остаточное количество урана и плутония, обычно менее 1 % общего количества этих элементов, содержащегося в отработанном топливе; б) другие растворимые в азотной кислоте компоненты топлива; в) растворимые "отравляющие" примеси, добавляемые в растворитель для предотвращения возникновения критических условий, и г) незначительные количества технологических добавок и продуктов коррозии реактора. В целях уменьшения объема водного раствора для его более экономичного размещения при хранении на АЭС или в ожидании захоронения его концентрируют с помощью выпаривания и затем хранят в специально сконструированных емкостях из нержавеющей стали. На каждый гигаватт электроэнергии ежегодно производится около 10 м3 концентрированных отходов. Примерно половина растворенных отходов состоит из продуктов деления. Основные радионуклиды отходов указаны в табл. 1, в которой приведена данные, относящиеся к отходам примерно 10-лётнего возраста, причем предполагается, что переработка производилась спустя 150 дней после выгрузки топлива из реактора, а эффективность разделения составила 99,5 %. Для каждого радионуклида с периодом полураспада более 25 лет приведена величина накапливаемой радиоактивности за год на каждый гигаватт электроэнергии. В таблице указаны также дочерние продукты распада актинидов, образующихся в реакторе; значения радиоактивности некоторых из них (например, радия-226) возрастают в течение некоторого времени вследствие их 16 Таблица 1. Основной состав радиоактивности в высокорадиоактивных отходах: годовое образование отходов в возрасте 10 лет наагигаватт установленной электрической мощности Продукты распада Актиниды период радионуклиды полураспада (годы) Бк/год радионуклиды период полураспада (годы) Бк/год 79Se 6,5 x 104 3,7 X оо 226-Ra 1600 1 X 105 87кь 4,7 x 1010 1.8 X 107 229Th 7340 4,0 x 103 90Sr 28,,6 5,5 X ю 16 230Th 7,7 4x 10 1,9 x 107 93zr 1,5 x 106 1,8 X Ю 12 232Th 1,4 x 1010 30 " т о 2,1 x 105 1,3 X 1013 231Pa 3,2 x 104 2,3 x 107 Ю7„.Pd 6,5 x Ю 6 1 X 1011 232ц 71,7 8,1 x 107 126Sn 1 X 105 5,1 X 1011 233u 1,6 x 105 1,4 x 107 129I 1 ,6 X 107 3,5 X 1010 234U 2,5 x 105 6,2 x 109 135CS 2,3 x 106 2,7 X 1011 235(J 7,1 x 108 8,1 x 107 137Cs 30,,2 8,1 X 1016 236U 2,4 r-oX 1,3 x 109 151Sm 90 1 X ю 15 2380 4,5 9x 10* 1,5 x 109 237 11Np 2,1 x 10 3,2 x 10 238 1 зPu 87,8 9,6 x 10 J . 239Pu 2,4 x 104 1,5 x 1012 240ePu 6540 4 ,4 x 1012 242 5 9 Pu 3,9 x 10 6,6 X 10 241Am 433 1,5 x 1014 242Am 152 . 3,7 x 1012 243Дш 7380 1,7 x 1013 243c« 28,5 4,0 x 1012 244Cm 18,1 1,6 X 1015 245Cm 8500 2,6 x 1011 246Cm 4730 5,5 x 101 0 . 247Сш 1,6 x 107 2,6 x 105 Для легководного реактора с годовой выработкой энергии 33 ООО Мвт/сут на тонну топлива и средней мощностью 30 Мвт на тонну; переработка через 150 дней с 99,5 % выделением урана и плутония; тепловой коэффициент полезного действия 33 1; коэффициент использования мощности 70 %. 17 образования из предшественников, однако в конечном счете достигается равновесие. В первые несколько столетий продукты деления в целом вносят наибольший вклад в общую радиоактивность, но они распадаются быстрее актинидов, и в конечном счете доминирует радиоактивность последних. Высокорадиоактивные отходы переработки ядерного топлива, использующегося в оборонных целях, могут отличаться от описанных выше. В частности, первые высокорадиоактивные отходы, полученные в Хэнфорде в США во время второй мировой войны, образовались при применении гораздо менее эффективного процесса разделения, чем тот, который используется в настоящее время. Огромные объемы щелочных отходов хранились в резервуарах, проектирование и сооружение которых не отвечали принятым сейчас стандартам. Некоторые из этих старых резервуаров дали течь, однако благодаря их предусмотрительному размещению с использованием нескольких природных барьеров, препятствующих миграции радионуклидов из-под резервуаров, любая возможная радиологическая угроза будет исключена благодаря радиоактивному распаду еще до того, как радиоактивные загрязнения достигнут реки Колумбия. По существу все жидкие отходы, оставшиеся в этих старых резервуарах, были превращены в соляные блоки. Кроме того, теперь используются новые емкости с двойными стенками. То, что произошло с этими отходами, ни в коем случае не может произойти при хранении современных кислотных отходов в резервуарах с высокими техническими характеристиками. Большая часть высокорадиоактивных отходов, полученных в виде водных растворов при переработке ядерного топлива в различных странах, хранится в настоящее время либо в жидком состоянии, либо в виде соляных блоков в подземных резервуарах. Объем резервуаров варьируется от 50 до 500 м3. Резервуары из нержавеющей стали используют для хранения кислотных отходов; в резервуарах из мягкой стали обычно хранят щелочные отходы. Важной характеристикой высокорадиоактивных отходов является тепловыделение, связанное с их ядерным распадом. Для того, чтобы держать под контролем температуру в резервуарах, их необходимо снабжать системами охлаждения; в противном случае уже в начальных стадиях хранения будет 18 достигнута точка кипения. По мере старения отходов выделение тепла уменьшается, и потребность в охлаждении становится менее острой. Например, через один год после выгрузки из современного легководного реактора выделение тепла достигает около 10 кВт на 1 м3 концентрированных отходов; через 10 лет эта величина может уменьшиться на порядок. Отведение тепла достигается либо прокачкой воды через охлаждающие змеевики внутри резервуаров, что поддерживает температуру ниже 65 С, либо созданием условий для кипения жидкости и конденсации пара. В настоящее время распространена практика хранения жидких высокорадиоактивных отходов, существующая уже свыше 35 лет, при этом не зарегистрировано ни одной утечки в землю (за исключением случая в Хэнфорде при использовании старых резервуаров). Это достаточно освоенная процедура, которая может быть безопасно использована для внедрения метода отверждения отходов (11). Действительно, даже при полномасштабном использовании метода отверждения отходов необходимо будет хранить отходы в жидком виде в течение как минимум 5 лет с момента переработки до отверждения. Объем резервуаров для хранения жидких отходов может быть уменьшен за счет хранения в них облученного топлива только на период охлаждения до переработки. В будущем необходимость длительно (свыше нескольких лет) хранить жидкие высокорадиоактивные отходы, вероятно, отпадет благодаря непосредственному переводу их в твердую форму. Целью этого способа является упрощение и удешевление контролируемого хранения. Применение этого способа оправдано с экономической точки зрения, он также повышает безопасность хранения отходов, поскольку приводит к их иммобилизации. Вероятно,потребуется временное зфанение этих отвержденных отходов на территории заводов по переработке и отверждению, чтобы обеспечить распад большинства радионуклидов с' коротким и средним периодом полураспада до момента захоронения. В период временного хранения потребуется охлаждение воздухом или водой. Было предложено много методов временного хранения отвержденных высокорадиоактивных отходов в искусственных сооружениях на поверхности или неглубоко под землей. Такие искусственные хранилища дают возможность обеспечить охлаждение и поддерживать постоянное наблюдение в первые 19 годы, когда выделение тепла наибольшее. Их использование дает также больше времени для детальной оценки и сравнения различных способов окончательного захоронения. Наиболее разработанным способом отверждения или иммобилизации является превращение жидких отходов в блок щелочного боросиликатного стекла, залитого в контейнер из нержавеющей стали (12). В разработке этого способа ведущую роль играет завод AVM, который осуществляет остекловывание высокорадиоактивных отходов в промышленном масштабе в Маркуле (Франция), начиная с июня 1978 г. Применявшийся ранее процесс PIVER был также разработан во Франции и успешно использовался на том же заводе в течение 11 лет; за этот период было произведено 164 контейнера остеклованных отходов (12 тонн стекла, 2 х 10“И Бк), которые в настоящее время размещены в хранилищах с воздушным охлаждением. К концу 1979 г. около 170 м3 высокорадиоактивных отходов были отверждены и залиты в контейнеры диаметром 0,5 м и высотой 1 м,.каждый из которых содержит около 0,36 т стекла. Предполагая, что готовая конечная стекломасса содержит 25 % растворенных твердых отходов в виде окислов, можно подсчитать, что на каждый гигаватт электроэнергии будет практически производиться около Ю т такой стекломассы в год. Преимущества использования стекла в качестве среды для отверждения состоят в следующем (13): а) оно может легко связывать в себе практически все продукты деления и другие вещества, содержащиеся в отходах. При этом те вещества, которые не растворяются, включаются в виде диспергированной примеси; б) оно имеет достаточно большую вместимость для отходов - обычно в стекло можно ввести 25-30 % (по массе) окислов; в) оно допускает изменения в составе отходов, что неизбежно случается на промышленных предприятиях; г) оно относительно химически инертно (в частности, обладает достаточной устойчивостью к выщелачиванию водой при умеренных температурах), имеет нулевую упругость паров и относительно устойчиво к проникающему излучению; 20 д) удобный и компактный продукт получают путем простой заливки расплава в контейнер. Щелочные боросиликатные стекла обладают всеми этими преимуществами. Кроме этого, температура их образования около 1100 °С, благодаря чему оборудование можно изготовлять из обычной нержавеющей стали, которая является хорошо обрабатываемым конструкционным материалом с проверенными характеристиками. Жизненно важной в процессе переработки высокоактивных материалов является надежность оборудования, поскольку она уменьшает вероятность облучения обслуживающего персонала (12). В прошлом значительное внимание в качестве отверждающей среды привлекало фосфатное стекло. Однако из-за того, что создать завод для фосфатной технологии труднее вследствие существования проблемы коррозии и что характеристики этого продукта не превосходят характеристики щелочного боросиликатного стекла, работа с фосфатным стеклом была прекращена. В США тщательно изучалось цинковое боросиликатное стекло, однако оно менее надежно, чем щелочное боросиликатное стекло из-за расстекловывания. Остекловывание жидких высокорадиоактивных отходов происходит в четыре стадии: а) выпаривание воды и азотной кислоты; б) перевод нитратов в окислы путем кальцинирования; в) взаимодействие окислов с химическими добавками, приводящее к образованию стекломассы; г) разливка жидкого стекла в контейнеры. При процессе AVM, используемом во Франции, две первые стадии осуществляются совместно во вращающемся кальцинаторе. Кальцинит вместе со стеклующейся смесью (фриттой) подают в плавильную печь с температурой 1150 °С, и затем стекло периодически заливают в контейнеры (7). Ни.в одной другой стране пока нет установившейся практики остекловывания высокорадиоактивных отходов. В Великобритании собираются использовать процесс AVM, отдав ему предпочтение перед английским процессом HARVEST превращения отходов в твердую форму, в котором осуществляется 21 остекловывание в одну стадию в плавильной печи и который еще не до конца отработан. В Бельгии, Федеративной Республике Германии, Италии, Японии и Швеции также рассматривают вопрос о принятии технологии остекловывания; в Индии будет начато строительство завода по остекловыванию. Так как в США в настоящее время не осуществляется переработка ядерного топлива АЭС, все внимание там сосредоточено на остекловывании высокорадиоактивных отходов, образующихся в оборонной промышленности. Для этих целей планируется строительство первого крупного завода в районе реки Саванна в конце 80-х годов. В США широко распространена технология с использованием кальцинатора с распылением и плавлением в контейнерах. Как и во французской технологии, первые две стадии осуществляются в кальцинаторе, из которого продукт обжига непосредственно поступает в контейнеры, где при добавлении фритты происходит остекловывание. Таким образом, третья и четвертая стадии протекают одновременно. В США основные усилия в разработке технологии сосредоточены на использовании омических керамических плавильных печей с применением одного метода, широко используемого в стекольной промышленности. Согласно этому методу, стекло нагревается непосредственно током от электродов. При этой системе в печи поступает жидкий продукт, и тогда первые три стадии совмещаются' в одной операции, или кальцинит, если сначала осуществляются первые две стадии, только третья стадия протекает в плавильной печи (14). Два других процесса остекловывания, которые исследуются в США, находятся на гораздо более ранней стадии развития. В первом используются подходы, разработанные в технологии производства волоконной оптики. Сначала методом разделения фаз готовят пористую основу с большим содержанием двуокиси кремния, которую затем смешивают с высокорадиоактивными отходами. При нагревании смеси до 900 °С достигается соединение компонентов и закрытие пор спекшейся стеклянной основой. Это стекло прочнее щелочного боросиликатного стекла. Во втором процессе высокорадиоактивные отходы превращают в стекло в форме включений, которые покрывают инертным материалом, например пиролитическим углеродом или окисью алюминия,и затем диспергируют в алюминиевой или свинцовой матрице, заключаемой в контейнер из нержавеющей 22 стали. Эта технология направлена на улучшение связывания отходов за счет создания дополнительных барьеров, но требует известной осторожности, поскольку через несколько столетий свинец может стать наиболее опасным компонентом (15) . Наиболее простой технологией отверждения высокорадио­ активных отходов, не требующей никаких добавок, является нагревание жидких отходов до удаления воды и азотной кислоты и затем кальцинирование нитратов в окислы с получением бурых порошкообразных кальцинитов. Эта технология используется в промышленном масштабе в Айдахо- Фолсе, США, где с 1963 г. действует завод по кальцинированию в пседоожиженном слое. Произведено около 1700 м3 кальцинига, который хранится в резервуарах из нержавеющей стали. Жидкие отходы, как и другие отходы оборонной промышленности в США, состоят в основном из растворенных оболочек и технологических добавок, таких как фториды аммония, циркония и кальция. Они содержат только 1 % продуктов деления. Однако транспортировка отходов в форме порошкообразного кальцинита вряд ли будет разрешена, и потребуется их дальнейшая переработка,прежде чем их можно будет захоронить. Изучается перевод отходов в боросиликатное стекло. Во время остекловывания некоторые радионуклиды (например, рутений и цезий) испаряются и некоторые вещества высвобождаются в виде аэрозолей. Их улавливают с помощью высокоэффективных улавливающих систем, состоящих из конденсаторов, мокрых скрубберов, оборудования по осушке газов и аэрозольных фильтров (НЕРА). Эти системы, как правило, конструируют с ббльшим запасом прочности, чем обычные, чтобы обеспечить эффективную защиту при случайных утечках. С отходами, образующимися в системах газоочистки, обращаются как с низко- или среднерадиоактивными отходами в рамках общей системы переработки отходов. Критические замечания в отношении стекла как иммобилизующей среды заключаются в том, что из-за его метастабильного термодинамического состояния всегда возможно расстекловывание,* приводящее к ухудшению свойств отвержденных отходов. В действительности же показано, что боросиликаты, используемые в настоящее время в Европе и США, фактически неуязвимы в условиях сухого хранения. 23 Несмотря на это, осуществляются несколько программ по созданию улучшенных иммобилизующих сред, которые могут стать адекватными заменителями стекла. В этих альтернативных технологиях в качестве основы используются кальциниты. В США разработаны программы по производству суперкальцинита путем нагревания до 1100 С смеси, содержащей 23 % подобранных компонентов, таких как кремнезем, известь, глинозем и окись стронция. В результате образуются нерастворимые кристаллические фазы, удерживающие радионуклиды. В целях уплотнения их затем обрабатывают горячей штамповкой.о В австралийской программе путем нагревания до 1300 С 10 % кальцинита и 90 % смеси из титана, циркония, кремнезема, извести и окиси бария получают продукт Synroc. Поскольку получающиеся при этом кристаллические фазы (голландит, циркоролит, перовскит) принадлежит к числу весьма устойчивых минералов, считается, что Synroc особенно пригоден для хранения высокорадио­ активных отходов (16). Для иммобилизации отходов была также предложена стеклокерамика. В целях достижения максимальной кристаллизации (и следовательно, большей термодинамической устойчивости) в основной состав - боросиликатное стекло - вводят добавки (такие,как титан). Итак, можно сказать, что существует технология, основанная на процессе остекловывания, для превращения водных растворов высокорадиоактивных отходов в иммобилизованную форму (17)-.. Одна из технологий остекловывания в настоящее время используется в промышленном масштабе. Исследуются и другие подходы к иммобилизации, однако они технически более сложны, так как требуют более высоких температур и дополнительных механических операций. Утверждается, что многие из альтернативных иммобилизующих сред лучше боросиликатного стекла вследствие их большей прочности, но они еще не полностью опробованы. Таким образом, технология для иммобилизации и временного хранения высокорадиоактивных отходов существует. Технология погрузочно-разгрузочных операций с переработанными отходами, их транспортировки и размещения является прямым аналогом уже освоенных методов, применяемых в отношении радиоактивных материалов. Вьщвинуты и изучаются 24 предложения об изоляции или захоронении обработанных отходов путем их размещения в удаленных от биосферы геологических формациях в целях уменьшения й без того низкой вероятности, что они когда-либо проникнут в среду, обитания человека в неприемлемых количествах или концентрациях. Для определения опасности, связанной с этими предложениями, мы обсудим вначале задачи охраны здоровья при этих операциях и затем перейдем к описанию процедур оценки вероятности облучения людей при применении предложенных методов захоронения (то есть размещения обработанных высокорадиоактивных отходов в искусственных или естественных хранилищах, не предусматривающего их дальнейшего использования). Итак, существует три основных топливных цикла обращения с высокорадиоактивными отходами: цикл с временным хранением, цикл захоронения без переработки и цикл с переработкой. Первый из них откладывает решение проблем обработки и окончательного захоронения и не предлагает окончательного решения задач по обращению с отходами. Второй на первый взгляд кажется проще, поскольку в нем меньше технологических стадий, однако он не обеспечивает выделение урана и плутония для последующего использования в энергетике. Присутствие в отходах всего наработанного плутония также порождает серьезные проблемы токсичности и критичности в течение длительных периодов времени и, кроме того, если отработанное топливо не подвергнуть интенсивной обработке, то оно будет представлять большую поверхность для выщелачивания и не будет химически стабильным во многих природных средах. С другой стороны, переработка отходов с использованием остекловывания отвечает многим современным требованиям в области обработки и удаления отходов. Она превращает высокорадиоактивные отходы в форму, пригодную для захоронения, количество захороняемого в окружающей среде плутония сводится к минимуму, энергетические ресурсы используются более рационально. 25 3ЦЕЛИ ОХРАНЫ ЗДОРОВЬЯ Разработки МКРЗ Открытие рентгеновских лучей и радиоактивности дало возможность широко использовать их в медицине с целью диагностики и лечения, однако вскоре было обнаружено, что их применение в больших дозах может нанести вред тканям человеческого организма и вызвать генетические изменения. В 20-е годы были созданы две организации по радиационной защите, имевшие целью изучение их вредного воздействия и выработку руководящих принципов их безопасного использования,- МКРЗ и в США Национальный совет по радиационной защите и измерениям (НСРЗИ). После второй мировой войны в связи с возросшим применением радионуклидов и возможностью использования ядерной энергии значительные усилия ученых были направлены на исследование фундаментальных процессов, лежащих в основе воздействия проникающего излучения на организм человека, и на получение более твердых обоснований для определения максимально допустимых доз не только для производственного персонала, но и населения в целом. Для сбора и распространения информации об уровнях облучения человека и его последствиях в 1955 г. был образован НКДАР ООН. Последствия воздействия проникающего излучения на здоровье людей, изучением которых занимаются указанные организации, можно классифицировать двояким образом (2): 1. Стохастические и нестохастические. 2. Соматические и несоматические. К стохастическим относятся те, вероятность возникновения которых увеличивается при увеличении дозы облучения; вероятность равна нулю лишь тогда, когда доза равна нулю. Выраженность стохастических последствий не зависит от дозы. 26 Нестохастические последствия имеют пороговые дозы, ниже которых они не возникают. Выраженность нестохастических последствий растет с увеличением дозы, превышающей пороговую. К соматическим последствиям относятся те, которые проявляются у человека, подвергшегося облучению, а к несоматическим (или генетическим) - те, которые возникают у потомков облученных людей. Одним из стохастических соматических последствий облучения являются раковые новообразования. Помутнение хрусталика (катаракта), нарушение фертильности и незлокачественные поряжения кожи являются нестохастическими соматическими последствиями. Генетические последствия относятся к категории стохастических несоматических, а тератогенные последствия - к категории нестохастических несоматических. Хотя облучение высокорадиоактивными отходами может быть летальным, применяемые меры безопасности таковы, что дозы радиации, получаемые теми, кто работает с такими отходами, гораздо ниже пороговых значений для нестохастических последствий. Дозы же, которые могут получить отдельные представители населения в связи с практикой хранения и захоронения радиоактивных отходов, как правило, будут на несколько порядков ниже доз, получаемых производственным персоналом. Поскольку предполагается, что индивидуальные дозы будут низкими, в этом отчете необходимо рассматривать лишь стохастические последствия. При разработке руководящих принципов контроля за облучением упомянутые выше комитеты основываются на результатах исследования состояния облученных людей и экспериментов на животных. О воздействии радиации на человека можно судить по состоянию людей, выживших после взрывов в Японии, больных ревматоидным спондилитом, которых лечили с помощью лучевой терапии, а также работников, раскрашивавших циферблаты часов светящимися красками. Все эти группы получили сравнительно высокие дозы проникающей радиации. У людей, которые подвергались действию низких доз проникающей радиации, по существу, не наблюдалось никаких явных нарушений (4,6,18). Чтобы оценить частоту соматических последствий при хроническом облучении в низких дозах на основе известных данных о последствиях острого облучения, необходимо ввести 27 допущение о зависимости последствия от дозы. Допущение, которое делается практически всегда с сознательным намерением избежать недооценки последствий, состоит в том, что риск соматического последствия прямо пропорционален дозе, то есть между ними предполагается линейная зависимость. КБВПР (б) недавно сделан вывод о том, что "для большинства солидных злокачественных опухолей, вызванных радиацией, зависимость доза-эффект для низких и средних доз излучений с низкой линейной передачей энергии (ЛПЭ) лучше всего описывается линейно-квадратичной функцией. /Проникающее излучение с низкой линейной передачей энергии (ЛПЭ) определяется как излучение, вызывающее относительно малую плотность ионизации ткани вдоль направления его распространения. Это в первую очередь относится к рентгеновскому и гамма-излучению в отличие от альфа-излучения.] При такой зависимости расчетное значение смертности от рака, вызванного облучением, примерно вдвое ниже расчетного значения при допущении линейной зависимости эффекта от дозы, использованной в более ранних отчетах КБВПР (19). Принимая во внимание сложность и неопределенность вычислений и используемых допущений, МКРЗ, ЮНСЕАР и КБВПР достигли полного согласия в оценке риска, равного примерно 10 ООО случаев рака на 1 млн. человеко-Зв. Эта цифра определена на основании того, что среди лиц, выживших после взрывов атомных бомб в Японии, доза облучения которых оценивается приблизительно в 20 ООО человеко-Зв, зарегистрировано около 200 случаев рака. Эта цифра может быть принята в качестве верхней оценки. На этом уровне, как указывает КБВПР, "явные канцерогенные последствия могут быть четко выражены в случае получения больших доз, в результате постоянной многолетней работы с излучением". В отчете КБВПР за 1980 г. (б) рассмотрены также данные нескольких исследований, свидетельствующие о более высокой частоте случаев рака, чем можно было ожидать на основании допущения о линейной зависимости. Однако выводы этих исследований были отклонены из-за ошибочности использованных в них методов. Оценки генетических последствий облучения людей выполняют двумя способами. При первом установленную в экспериментах на мышах частоту мутаций, вызванных облучением, используют для оценки частоты мутаций, 28 вызванных облучением у человека,и сравнения ее с частотой естественных мутаций у человека. При втором используют (с необходимыми поправками) данные о частоте вызванных облучением генных и хромосомных мутаций у мышей для непосредственной оценки частоты генных и хромосомных изменений у человека. По оценке вышеупомянутых комитетов, при облучении родителей до зачатия в первом поколении их потомков возникнет 500-5600 дополнительных генетических нарушений на 1 млн. живорожденных (на зиверт облучения родителей) по сравнению с 100 000 нарушений естественного происхождения на 1 млн. живорожденных. Генетические последствия постоянного облучения населения теоретически должны возрастать до достижения равновесного состояния в течение определенного времени (5—10 поколений для наиболэе важных последствий, дольше для других). Согласно оценке КБВПР при достижении равновесного состояния частота генетических нарушений составит 6000-110 000 на 1 млн. живорожденных (на зиверт облучения родителей от зачатия). Это может служить верхней оценкой, поскольку у лиц, переживших атомную бомбардировку Японии, а также у мышей, которых в течение многих поколений облучали в дозе 2 Зв на поколение, не обнаружено дополнительных генетических последствий. Этот краткий обзор допущений, сделанных при оценках, показывает, что полученные результаты весьма приблизительна! и что их следует использовать только для целей сравнения. Существует нераспространенная точка зрения, что эти допущения не такие осторожные, как считает большинство специалистов в данной области. Важно принимать во внимание то, что,несмотря на приблизительность оценок, их верхние границы соответствуют более точно установленной зависимости между естественной частотой случаев рака и генетических последствий, с одной стороны, и уровнем естественного облучения - с другой. Применение этих фундаментальных положений, касающихся здоровья, для формулирования принципов контроля за практической деятельностью, при которой люди могут подвергнуться воздействию проникающей радиации, входит в компетенцию МКРЗ, постоянно пересматривающей и улучшающей свои рекомендации. Основы этих принципов были вновь (4) изложены следующим образом: 29 - никакая деятельность не может быть одобрена, если ее внедрение не приводит к суммарному положительному эффекту (принцип оправданности); все облучения необходимо поддерживать на предельно низком уровне, реально достижимом с учетом экономических и социальных факторов (принцип оптимизации); эквивалентные дозы для отдельных лиц не должны превышать пределы, рекомендованные МКРЗ для соответствующих условий. Эти основы разработаны в целях оказания содействия в планировании деятельности, при которой персонал и/или население могут быть подвержены воздействию проникающего излучения. Целью хранения или захоронения высокорадио­ активных отходов является изоляция их от населения. Вследствие длительности временнбго интервала и неопределенности прогнозов на будущее ' не может быть абсолютной гарантии того, что эта цель будет достигнута. Главное, что движет развитием методов переработки и захоронения высокорадиоактивных отходов,это защита персонала, занятого переработкой и захоронением, а также населения от опасного облучения. Высокий уровень радиоактивности отходов требует строгого соблюдения стандартов и тщательного изучения предложения по захоронению. Одни и те же основные принципы должны применяться как при захоронении высокорадиоактивных отходов, так и при других видах деятельности, которые потенциально могут привести к поражению персонала и населения проникающим излучением. Эти принципы должны соответствовать фундаментальным принципам основных направлений работы МКРЗ. Принцип оправданности Хранение или захоронение высокорадиоактивных отходов - неизбежное следствие получения ядерной энергии. Решение о создании ядерной энергетики является вопросом государственной политики, при рассмотрении которого определяются потребности общества и делается выбор среди всех возможных способов. Принятый МКРЗ принцип оправданности касается этого выбора. Выбор необходимо делать после всестороннего рассмотрения достоинств и 30 недостатков этих способов. Определение и оценка последствий хранения и захоронения образующихся высокорадиоактивных отходов должны стать частью процесса принятия решений. Потенциальный ущерб, связанный с захоронением высокорадиоактивных отходов, может в небольшой степени оказывать влияние на решение об оправданности производства ядерной энергии. Образование высокорадиоактивных отходов является неизбежным следствием принятия правительством решения о производстве ядерной энергии и поэтому не может рассматриваться в отрыве от последнего. Существует мнение, что обоснованное решение о развитии ядерной энергетики может быть принято только после того, как ^ наглядно продемонстрирована технология захоронения высокорадиоактивных отходов, означающая, например, функционирование соответствующих полномасштабных установок в течение определенного времени. Очевидно, однако, что решение о выборе способа производства энергии должно основываться на прогнозе вероятности развития событий в будущем. Степень неопределенности, связанная с захоронением высокорадиоактивных отходов, относительно невысока по сравнению со степенью неопределенности других факторов, которые учитываются в процессе принятия решения. Опыт хранения остеклованных отходов позволяет сделать надежный вывод о том, что этот способ можно было бы использовать в течение времени,достаточного для разработки адекватных методов захоронения. Принцип оптимизации Второй принцип разработок МКРЗ по ограничению доз облучения - оптимизация. В соответствии с ним облучение должно быть настолько низким, насколько это реально достижимо с учетом экономических и социальных факторов, а также последствий для здоровья. Одним из способов определения того, понижены ли дозы облучения до минимальных реально достижимых уровней, служит анализ соотношения затрат и выгод (20) . Он состоит в оценке затрат на захоронение отходов, а также издержек, связанных с радиологическим ущербом от захоронения. Последнее требует обозначения в стоимостном выражении широкого диапазона последствий для здоровья людей в настоящее время, а также в ближайшем и отдаленном будущем. Оптимальным уровнем радиационной защиты является уровень, при котором сводятся 31 к минимуму общие затраты для общества, включая затраты на защиту и контроль, а также денежный эквивалент потенциального ущерба здоровью. Большие споры вызывает вопрос о том, насколько подробными должны быть эти расчеты и следует ли придавать одно и то же значение дозам, которые могут повлиять на трудно предсказуемые контингенты населения в отдаленном будущем, и дозам, которые могут воздействовать на нынешнее поколение и ближайших потомков. Для того, чтобы учесть различия в подобных подходах, был предложен метод поправок и другие методы. Вызывает, однако, сомнение оправданность такого усложнения. Строгость следования применяемому методу должна соответствовать величине доз, которые могут быть получены при разных способах захоронения отходов, а также сопутствующим издержкам. Обычно оправданы лишь простые оценки. Действительно, был предложен альтернативный подход, в котором серьезные последствия облучения для здоровья систематизированы в соответствии с качественными, описательными оценками их важности и полуинтуитивно упорядочены. Сравнение с денежными затратами того или иного варианта захоронения позволяет при этом быстро и просто оценить оптимальный уровень радиационной защиты. Оптимизационный подход, видимо, окажется наиболее полезным при сравнении способов захоронения отходов. Сравнение может быть вполне точным, даже если исходные количественные данные будут не очень точными. При сравнении следует учитывать: - дозы, получаемые производственным персоналом; дозы, получаемые населением; распределения доз в группе лиц, подвергшихся облучению; распределение этих доз во времени и их ожидаемую вероятность (частоту появления); экономические издержки при разных вариантах захоронения; 32 другие нерадиологические воздействия на окружающую среду. ' При сравнении необходимо иметь в виду все стадии систем захоронения, включая транспортировку, и временную упаковку в контейнеры и хранение. Пределы доз Третий принцип в разработках МКРЗ касается пределов доз, рекомендованных для определенных ситуаций. Цель установления МКРЗ этих пределов состоит в предотвращении вредных нестохастических последствий облучения, а также в удержании на приемлемом уровне вероятности стохастических последствий. Для этого МКРЗ пришлось высказать свое мнение об уровне вероятности стохастических последствий, который мог бы быть приемлемым. В результате оценки вероятности последствий облучения для здоровья людей и вероятности последствийj возникающих в результате несчастных случаев в повседневной жизни и в ходе обычной профессиональной деятельности, МКРЗ пришла к выводу, что рекомендованная ею предельная эквивалентная доза для всего тела (5 мЗв за год) в критических группах будет соответствовать приемлемому уровню риска для населения в целом. Этот предел для представителей критической группы выражается для всего населения в средней эквивалентной дозе, меньшей 0,5 мЗв, при условии, что действия, приводящие к облучению, редки и вызывают небольшое облучение за пределами критической группы (4, 21). Понятие приемлемого риска для здоровья требует некоторого уточнения. Связи между издержками, удобствами, комфортом и возможным риском для здоровья неосознанно определяются индивидуумом в его повседневных действиях, таких,как вождение автомобиля, курение, следование пищевым привычкам, путешествие на самолете или выбор профессии. Такие связи для индивидуума определяются также государственными органами, например, в руководствах по строительным работам, требованиях по безопасности движения, стандартах по охране окружающей среды, правилах, регламентирующих качество лекарств и пищевых добавок, стандартах на потребительские товары, а также и в выделении общественных средств на здравоохранение, исследования в области медицины и деятельность, связанную с контролем. 33 Допустимый уровень риска, связанного с источниками энергии, попадает скорее в категорию пределов, установленных государственными органами, чем в категорию индивидуального выбора. Захоронение долгоживукнцих радиоактивных отходов может быть сопряжено с вероятностью радиоактивного облучения будущих поколений. Существует мнение, что,поскольку эти поколения могут не получить непосредственной выгоды от- деятельности, приводящей к образованию этих отходов, такое облучение без всякой выгоды или согласия безнравственно. На будущие поколения может влиять предпринимаемая в настоящее время деятельность, относящаяся не только в переработке и удалению радиоактивных отходов. Истощение запасов ископаемого топлива также окажет воздействие на будущие поколения наряду с решениями, касающимися землепользования, минеральных ресурсов, роста населения, медицинского обслуживания и образования. Что касается риска для здоровья людей, обусловленного радиоактивными отходами, нужно сказать, что будущим поколениям, видимо, не будет угрожать опасность, которую мы считаем неприемлемой в настоящее время. Эта цель может быть достигнута, если будущие дозы не превысят предельных доз, установленных МКРЗ. Установленные МКРЗ пределы доз относятся к однородному облучению всего тела, а также тканей определенных органов, таких как кожа и глаза. При анализе возможного облучения, связанного с захоронением высокорадиоактивных отходов, обычно необходимо учитывать неравномерное облучение тела или случаи, когда некоторые органы получают ббльшую часть дозы (например, если выпита вода, содержащая радионуклиды, которые концентрируются в каком-либо органе). МКРЗ рекомендовала использовать эффективную эквивалентную дозу в целях сравнения доз, полученных отдельными органами, с рекомендованными эффективными предельными дозами для всего тела и вычисления коллективных доз для населения, имея в виду их ограничение до разумного уровня (21). Эквивалентная доза относится к проникающему излучению разных видов, которые имеют разную способность воздействия на здоровье людей, отнесенную на единицу поглощенной энергии. Эффективная эквивалентная доза (Н ) определяется формулой: 34 НЕ = 2 TWTHT где WT - весовой коэффициент, представляющий долю риска (возникновения рака с летальным исходом или генетических дефектов в первых двух поколениях) для ткани Т, когда все тело равномерно облучено, а Нт - эквивалентная доза в ткани Т. Весовым коэффициентам, предложенным МКРЗ, посвящен ряд работ (2,4). Использование эффективной эквивалентной дозы позволяет систематически суммировать риск для разных органов и тканей при дозах неоднородного облучения или приеме радионуклидов внутрь. Таким образом, полученные дозы или дозы, которые потенциально могут быть получены самыми различными путями (внешним, через пищеварительный тракт, при вдыхании, через кожу и т.п.) при той или иной системе захоронения, могут быть приведены к единой мере общего риска, позволяющей проводить сравнение с другими системами захоронения. Весовые коэффициенты являются средними величинами. Практически относительный риск возникновения последствий для здоровья людей зависит от возраста и пола и , возможно, других особенностей облученного человека, однако МКРЗ считает, что это усреднение достаточно точно. Использоваже этой методики подвергалось критике, поскольку в ней не учитывается риск возникновения нелетальных видов рака и генетических изменений в поколениях, следующих за вторым. МКРЗ изучила эту критику и сделала вывод, что в целом риск возникновения нелетальных форм рака возрастает незначительно, за исключением случаев облучения органов, характеризующихся малой поражаемостью летальными формами рака (кожа, щитовидная железа). В этих случаях риск может увеличиться вдвое по сравнению с риском, рассчитанным с использованием эффективной эквивалентной дозы. Дополнительный генетический риск был бы не выше 24 %, за исключением маловероятных случаев получения основной дозы половыми железами (22). Применение разработок МКРЗ Рекомендации МКРЗ рассчитаны на предсказуемые контролируемые условия облучения проникающей радиацией производственного персонала и населения. Поскольку облучение лиц, занимающихся захоронением высокорадиоактивных отходов, и 35 так контролируется с учетом принципов и рекомендаций, разработанных МКРЗ, цель сводится к предотвращению облучения населения. Риск неожиданного случайного облучения или утечки радиоактивных веществ не может быть, однако, полностью исключен,и, поскольку в этих ситуациях дозы могут быть такими же, как получаемые при обычных условиях, и даже выше, необходимо рассмотреть вопрос о том, каким образом принципы, лежащие в основе рекомендаций МКРЗ, могут быть использованы для формулирования требований к соответствующим разработкам по захоронению высокорадио­ активных отходов. Существуют четыре основные принципа или предположения. 1. Поскольку средний коэффициент смертности от несчастных случаев в промышленности (за исключением специальностей, связанных с повышенным риском) имеет порядок 10~4 на человеко-год, то риск такого же порядка от воздействия проникающей радиации должен быть приемлемым в качестве максимального предела для облучения, связанного с профессиональной деятельностью. 2. -Этот уровень риска соответствует приблизительно 5 х 10* Зв в год. 3. В среднем каждый работающий с излучением получает примерно одну десятую максимальной дозы, которую получает небольшой контингент лиц, работающих с излучением. Таким образом, рекомендованное МКРЗ максимальное облучение, связанное с профессиональной деятельностью, равное 0,05 Зв в год, означает среднюю дозу в 0,005 Зв в год и, следовательно, 10“4 случаев смерти на человеко-год. 4. Рекомендованная МКРЗ эффективная доза в 0,005 Зв в год для членов критических групп населения также означает гораздо более низкую среднюю дозу для всего населения, зависящую от размера и распределения доз в критической группе и от других факторов, с соответственно более низким уровнем смертности. Необходимо подчеркнуть, что эти цифры приблизительны, как выяснилось при рассмотрении разработок МКРЗ, и приведены лишь в качестве иллюстрации. Национальные органы могут устанавливать официальные предельные значения, 36 отличающиеся от рекомендаций МКРЗ, при условии, что соответствующие последствия не затрагивают другие страны. Если дело касается различных стран, то необходимо международное соглашение. Рабочая группа не пыталась выработать предложения, пригодные в международном масштабе, однако указала, что существует очевидная необходимость того, чтобы этим занялась соответствующая международная организация, и отметила также, что этот вопрос обсуждался в МАГАТЭ. Независимо от конкретных цифр, которые могут быть приняты на международном уровне, применительно к определенным случаям захоронения высокорадиоактивных отходов можно сформулировать совокупность принципов, сходных с принципами МКРЗ и основывающихся на них. Они базируются на очевидной предпосылке, что ни одна система захоронения, как бы хорошо задумана и сконструирована она ни была, не может гарантировать отсутствие утечки радионуклидов и облучения населения. Всегда будет существовать некоторая вероятность, пусть и очень незначительная, что это случится. Наибольшее внимание привлек такой подход к проблеме, при котором выявляются все возможные события (или их последовательность), потенциально способные привести к облучению людей, а также проводится оценка вероятности возникновения таких событий. В целом, эта вероятность будет зависеть от времени. Например, вероятность того, что внешняя оболочка контейнера будет разрушена коррозией, может увеличиваться со временем. В принципе, зависимость от времени относится к вероятности любого события или их последовательности. С каждым таким событием или их последовательностью связывается возможное облучение либо персонала, работающего в хранилище, либо населения. Базируясь на основополагающих принципах, изложенных в начале этого раздела, можно рассчитать вероятность (риск) последствий такого облучения для здоровья людей. Таким образом, для каждого возможного события или их последовательности можно подсчитать две вероятности: 1. Вероятность события, являющуюся функцией времени. 37 2. Вероятность того, что событие вызовет последствия для здоровья людей (летальные и нелетальные заболевания, генетические последствия). Произведение этих двух вероятностей дает вероятность последствий для здоровья (как функции времени) этого события или последовательности событий. Чтобы вычислить общую вероятность последствий для здоровья, возникающих в результате всех возможных событий, могущих возникнуть в конкретной исследуемой системе захоронения отходов, необходимо найти сумму вероятностей всех возможных событий. Это невозможно сделать простым сложением, так как вероятность того, что произойдет одно какое-то событие, может повлиять на вероятность другого события, и каждой вероятности, наверное, надо будет придать определенный весовой коэффициент перед тем, как их суммировать. В принципе, результаты могут быть представлены в виде таблицы, показывающей вероятность появления последствий для здоровья через определенные временные интервалы после захоронения. Эту вероятность можно оценить в плане ее приемлемости, исходя из принципов МКРЗ, изложенных в начале этой главы. Конечно, указанные вероятности нельзя подсчитать с большой точностью. Модели для расчетов сопряжены со многими неопределенными величинами из-за отсутствия информации или знания соответствующих параметров. Это можно учесть при оценке общей вероятности получения доз радиации, например, путем придания меньшего веса более неопределенным данным или заданием определенных границ для параметров вместо точных значений. Иногда утверждают, что из-за значительной неопределенности сведений, относящихся к отдаленным во времени ситуациям, этот метод не может быть надежным. Это не совсем так, поскольку это не означает, что вероятность утечки радионуклидов или того, что тот или иной индивидуум получит дозу выше запланированного уровня, должна расти по мере увеличения неопределенности параметров. Сама неопределенность не может служить основанием для критики этого метода. Она лишь отражает ограниченность наших знаний, и при условии учета неопределенности вплоть до конечной оценки вероятности, дающей область ее допустимых значений, она не лишает действенности этот метод. 38 При некоторых обсуждениях,проблем захоронения высокорадиоактивных отходов использовались лишь критерии, основанные на последствиях для здоровья в результате утечки радионуклидов без учета вероятности такой утечки. Эти критерии не пригодны, поскольку при этом не принимается в расчет один из компонентов общего риска. Более того, они принципиально неприемлемы в качестве основы для применения рекомендаций МКРЗ, так как всегда возможно найти гипотетический механизм утечки, даже чрезвычайно маловероятный, могущий привести к дозам облучения, намного превышающих те, которые выбраны в качестве верхнего допустимого предела. По этим же причинам нельзя применять разработанную МКРЗ систему предельных доз непосредственно к захоронению высокорадиоактивных отходов. Необходимо выработать критерии радиологической защиты, которые воплощали бы общие принципы ограничения допустимыми пределами индивидуального риска и риска для населения, а также учитывали бы как вероятность утечки радионуклидов, так и вероятность ущерба от нее. Общая форма этих критериев может быть аналогична принятой МКРЗ системе предельных доз (20): а) индивидуальный риск (как для персонала, так и для населения) не должен превышать установленных уровней, и б) общий риск и воздействие на здоровье людей должны быть по возможности (с учетом экономических и социальных факторов) низкими. Этот риск равен произведению риска (вероятности) утечки радионуклидов на риск (вероятность), связанный с последствиями для здоровья полученных доз облучения. Индивидуальный риск Обычно считается, что способ захоронения не может быть применен, если он влечет за собой больший индивидуальный риск (либо для персонала, либо для критических групп населения в будущих поколениях), чем тот, который признан приемлемым в настоящее время. Из этого следует, что критерий индивидуального риска должен удовлетворяться независимо от времени. При оценке или сравнении разных вариантов захоронения индивидуальный риск необходимо 39 рассчитывать с использованием реалистичных оценок значений параметров, учитывая интервалы их разброса; это позволит выявить их согласованность с критерием индивидуального риска. Критерий индивидуального риска в таком случае позволит определить механизм скрининга способов захоронения и выявить критические параметры и допущения на ранних этапах изучения пригодности этих способов, когда еще есть время получить больше данных и провести более точную оценку. Для того чтобы применять этот критерий, необходимо получить произведение ожидаемой вероятности возникновения событий и вероятности их последствий, дающее меру общего риска. Как указано выше, следует сложить вероятности, помноженные на весовые коэффиценты. Вероятности дозы, возникающей в результате маловероятного события, должен быть придан меньший вес по сравнению с дозой, возникающей в результате события, имеющего ббльшую вероятность. Выбор этих весовых коэффициентов во многом основывается на субъективных суждениях об относительной важности возможных событий. Рабочая группа отметила, что по поводу принятых МКРЗ пределов доз были сделаны некоторые замечания. Так, с одной стороны, они могут оказаться заниженными из-за допущения об отсутствии порогового значения и о линейной зависимости между дозой и эффектом. С другой стороны, они могут быть завышенными из-за пренебрежения при расчетах некоторыми видами рака и генетическими последствиями. В целом же они, скорее,занижены. Существуют также и факторы нетехнического порядка, которые могли бы учитываться при принятии решений и повлиять на уровни, устанавливаемые в национальном и международном масштабах. Рабочая группа предпочла оставить вопрос открытым, не высказывая предвзятого мнения, однако отметила необходимость проведения разработок в этой области в будущем. Общий риск Критерий общего риска, сформулированный для этой цели на основе принципов МКРЗ, требует оптимизации методов захоронения. Это означает: 40 а) что необходимо сравнивать все возможные методы захоронения и что выбранный метод должен быть сопряжен с минимальными издержками и б) что выбранный метод необходимо совершенствовать в целях уменьшения общего риска до тех пор, пока дальнейшие издержки перестанут оправдываться достигаемым уменьшением риска. На практике эти два этапа могут быть объединены, и на втором из них можно иметь дело с несколькими методами захоронения. Критерий общего риска не определяет предела дозы, хотя фактически предел индивидуальной дозы, который используется в средних дозах для критических групп, будет ограничивать общий риск и будет применим для всех времен:- Трудным моментом при проведении расчетов является то, что численность населения, которое, как предполагается, подвергается облучению вследствие предполагаемого события, может быть бесконечно большой, поскольку она включает все последующие поколения. Кроме того, значение дозы фактически никогда не равно нулю, поскольку,несмотря на радиоактивный распад, сама радиоактивность никогда не обратится в ноль. Рабочая группа придерживается точки .зрения, что общий риск должен рассматриваться на фоне естественного риска от уже существующего излучения, например, от руд, и что ожидаемой дозой для населения, возникающей в результате захоронения высокорадиоактивных отходов, можно пренебречь, если она много меньше дозы от естественного фона. Рабочая группа также сочла нецелесообразным уделять много внимания довольно неопределенным прогнозам о низких дозах облучения для больших групп людей в далеком будущем, даже если рассчитанные коллективные дозы.в этом случае оказывались бы большими. Обсуждение Хотя Рабочая группа и не сформулировала свои взгляды в виде точных рекомендаций, было решено, что два предложения заслуживают дальнейшего рассмотрения. Одно из них состоит в том, что,после того как потенциальная возможность ущерба, связанного с размещением высокорадиоактивных отходов, становится ниже, чем соответствующая возможность ущерба от 41 естественного источника радиоактивности - руд, а также принимая во внимание путь обратного распространения радиоактивности в среду обитания человека, основания для беспокойства намного уменьшаются и не должны быть больше, чем в случае с рудными ископаемыми. В действительности, это означало бы пренебрежение их вкладом в уже имеющийся общий риск. Другое предложение заключалось в том, что, когда средняя доза для критической группы, рассчитанная на основе моделей, снижается ниже определенного уровня (вероятно, порядка 10“® - 10“4 Зв в год), отпадает необходимость учитывать ее вклад при расчете общего риска. Риск, связанный с захоронением высокорадиоактивных отходов, существует в течение чрезвычайно длительных периодов времени, так как многие из радионуклидов являются весьма долгоживущими. Математические неопределенности в вычислениях, естественно, тем больше, чем больше время после захоронения. В соответствии с первым критерием, относящимся к индивидуальному.риску, эти неопределенности можно компенсировать за счет достаточно осторожных или пессимистичных оценок и значений параметров. С другой стороны, как отмечалось ранее, вычисления, необходимые для удовлетворения второму критерию общего риска, должны быть как можно более реалистичными, поскольку в противном случае утратят силу сравнение способов и процесс оптимизации. Даже в этом случае при оценках общего риска для населения ( что требует прогнозов его численности и распределения на период, составляющий многие века) и стоимости риска (что будет зависеть от социальной ориентации общества в течение этого времени), попытки установить количественные границы неопределенностей дадут, видимо, область значений, слишком широкую, чтобы ее можно было использовать в качестве основы для сравнений и оптимизации способов захоронения. Эта проблема может быть решена путем учета существенности вкладов в общий риск в зависимости от времени их возникновения после захоронения. Такой подход позволяет не придавать излишнего значения долгосрочным рискам, которые в настоящий момент не могут быть реалистично оценены. Хотя расчеты могут быть выполнены удовлетворительно с математической точки зрения, необходимо учитывать, что выбор весового коэффициента равнозначен приданию численного значения субъективной оценке важности долгосрочных 42 последствий. В этой оценке должен принимать участие представитель системы здравоохранения, выступающий как консультант правительства или местных органов здравоохранения. Он должен непосредственно участвовать в расчетах и хорошо знать выбранные весовые коэффициенты с тем, чтобы они были точно отражены в его рекомендациях. Методология Можно установить следующую последовательность действий, необходимых для обеспечения четкого соответствия двум основным принципам или критериям, которые были сформулированы на с. 39. 1. Выявить все практически осуществимые способы. При этом будет обнаружено, что одни из них разработаны более других, а некоторые, может быть, придется отвергнуть из-за отсутствия достаточной информации. Если отвергнутый способ представляется перспективным, на этой стадии еще возможно, в зависимости от имеющегося в распоряжении времени, начать исследования для получения большей информации и, если будут получены обнадеживающие результаты, одобрить и этот способ. 2. Определить, соответствует ли каждый способ установленным .МКРЗ пределам индивидуальных доз (или другим установленным пределам) в течение длительных периодов времени. Отвергнуть все способы, которые не соответствуют этому критерию. 3. Определить затраты (в денежном выражении) для каждого отобранного способа. 4. Определить коллективную дозу для населения, связанную с каждым отобранным способом. 5. Отвергнуть способы, для которых характерны как более высокие издержки, так и более высокие коллективные дозы по сравнению с другими способами. Если на этом этапе остается только один способ, он будет отобран в соответствии со вторым критерием. Если нет, то потребуется два дополнительных этапа. 43 6. Помножить коллективную дозу на оцененное (в денежном выражении) значение снижения общего риска, то есть установить затраты на человеко-зиверт. 7. Выбрать способ, характеризующийся наименьшими о бщими з атратами. Большим преимуществом этой методики для представителей органов здравоохранения является то, что аргументы при выборе способа захоронения систематизированы и позволяют ясно выявлять пробелы,_допущения и неопределенности. Затем представитель органов здравоохранения может участвовать в процессе принятия решения, добавляя собственное мнение к оценке, когда требуется субъективное суждение. На конечном этапе, когда выбранный способ должен получить одобрение или подвергнуться публичному обсуждению до одобрения, представитель органов здравоохранения сможет ясно описать процесс выбора и сделанные допущения с тем, чтобы можно было правильно принять политическое решение. Окончательное политическое решение может по вполне резонным причинам отличаться от технического решения по выбору лучшего способа захоронения, однако причины выбора последнего будут, по крайней мере, ясно выражены и поняты. 44 4СПОСОБЫ ЗАХОРОНЕНИЯ Единственная технология, применяемая в настоящее время в промышленности для иммобилизации жидких высокорадиоактивных отходов, - французская технология AVM - производит блоки боросиликатного стекла весом около 360 кг, отлитые в контейнеры из нержавеющей стали диаметром 0,5 м и высотой 1 м. Контейнеры герметизируют с помощью сварной крышки, дезактивируют и хранят в охлаждаемой воздухом камере с цилиндрическими углублениями в бетонном полу, закрытыми стальными крышками (14). Таким же образом можно было бы хранить отходы при других способах иммобилизации, если они будут внедрены в промышленном масштабе. Хотя хранение предварительно обработанных высокорадиоактивных отходов долее нескольких десятилетий возможно с технической точки зрения, обычно это считается неприемлемым и поэтому необходимо решать проблему захоронения. Пока она решается, необходимо буферное хранение отходов (23). Любой способ хранения и захоронения состоит из нескольких отдельных операций, для которых начальные этапы могут быть одинаковыми: - буферное хранение жидких высокорадиоактивных отходов по мере их образования; - транспортировка жидких отходов для долгосрочного хранения, при котором происходит распад; - хранение жидких отходов в период распада - выдерживание; - транспортировка на завод по иммобилизации отходов; - иммобилизация (состоящая из двух этапов в процессе AVM); - буферное хранение жидких отходов на заводе по иммобилизации отходов; - герметизация контейнеров; 45 - дезактивация контейнеров; транспортировка к месту хранения; - хранение. В качестве материала для контейнеров выбрана нержавеющая сталь, поскольку она устойчива к химическим и радиационным воздействиям в процессе отливки и впоследствии - во время хранения горячих, крайне радиоактивных отходов. Может оказаться необходимым использовать на более поздней стадии, когда радиоактивность существенно спадет, дополнительный внешний контейнер. Это позволит улучшить изоляцию в течение длительного периода окончательного хранения или захоронения. На первый взгляд выбор между долгосрочным хранением или захоронением должен-быть сделан в пользу первого, поскольку при этом можно избежать дополнительных погрузочно- разгрузочных операций, транспортировки и полевых работ. С другой стороны, спустя длительное время может потребоваться периодическая реконструкция складов, и необходимо принять во внимание возможность утечки отходов в результате ухудшения условий хранения. Фактически требования к хранению отходов на складе должны быть столь же строгими, как и требования к хранилищам. Более того, если невозможно обеспечить адекватное наблюдение и сохранение информации в течение длительного времени хранения отходов, а этот период более долгий, чем большинство цивилизаций переживает без переворотов, то более предпочтительным с учетом критериев, описанных в главе 3, оказывается захоронение в отдаленном месте. Фактически выбор осуществляется не просто между хранением и захоронением. Поскольку буферное хранение является составной частью любого способа захоронения, существует множество систем захоронения с различными периодами хранения, соответствующими отдельным операциям по хранению жидких и твердых отходов. Эти параметры также должны учитываться при оценке систем захоронения наряду с методами захоронения. Мы имеем дело с системой в целом (а не просто со способом захоронения), которая должна быть выбрана на первом этапе процесса оценки, описанном в конце главы 3. 46 Захоронение в геологических формациях Наиболее разработанной концепцией захоронения высокорадио­ активных отходов в настоящее время является изоляция их в специальных горных выработках (24) . На национальном и международном уровне проводится изучение ряда геологических сред с целью определения возможности использования их для захоронения отходов на очень долгое время. Такая природная система должна обеспечивать, в дополнение к искусственным барьерам внутри отходов и вокруг них (отверждение, упаковки в контейнеры, окружающие поглотители), множественные барьеры, способные предотвратить или замедлить миграцию радионуклидов из хранилища в биосферу. Природная система барьеров включают горную породу, в которой находится хранилище, окружающие геологические формации и гидрогеологическую окружающую среду. Преследуются две основные цели: свести к минимуму вероятность того, что циркулирующие подземные воды придут в соприкосновение с контейнерами, и максимально снизить миграцию любого радионуклида при утечке. Критерии выбора месторасположения хранилища (25) касаются горной породы, в которой будет создано хранилище, среды, окружающей горную породу, возможной утечки из хранилища и строительства хранилища. Хотя эти четыре критерия для простоты изложения рассматриваются здесь по отдельности, между ними имеется и некоторая связь, например, гидрологические условия связаны с типом породы и проблемами строительства. Горная порода, в которой предполагается разместить хранилище, должна залегать на такой глубине, чтобы любые возможные естественные процессы на поверхности не оказывали неприемлемого воздействия на функционирование хранилища. Она должна быть достаточно протяженной во всех направлениях, чтобы вместить службы хранилища и чтобы строительство и эксплуатация хранилища не повлияли неблагоприятно на ее характеристики. Теплофизические свойства горной породы, в которой размещается хранилище, определяют ее способность поглощать и рассеивать тепловую энергию, выделяемую радиоактивными отходами. Поглощение энергии может изменить существующее механическое и химическое равновесие, а тепловое расширение 47 может вызвать напряжения и деформации, которые могут привести к образованию трещин и возникновению оползней. Механические свойства горной породы определяют характер деформаций, которые могут возникнуть из-за излучаемого тепла или в процессе строительства хранилища. Соли и сланцы подвержены ползучести и способны в результате деформации закупоривать возможные пути притока подземных вод. С другой стороны, более твердые породы, такие, как гранит, гарантируют большую устойчивость горных выработок, а также большую стойкость опор по отношению к термическим напряжениям. Горная порода, в которой располагается хранилище, может играть роль физического барьера для подземных вод, а также поглощающей среды, способной извлекать радионуклиды, растворенные в подземных водах. Ее эффективность как физического барьера зависит от разнообразных факторов, включающих: скорость течения подземных вод; геометрию и характеристики трещин; пористость; градиенты температуры и давления в участке расположения хранилища; удельную поверхность породы и наличие веществ, способных под действием подземных вод заполнять трещины. При фильтрации вод через породу радионуклиды могут извлекаться из них в ходе различных процессов, включая осаждение, ионный обмен, поверхностную адсорбцию и образование твердых растворов, в результате чего радионуклиды временно или постоянно удерживаются в породе. Эти процессы намного уменьшают скорость миграций большинства радионуклидов, так что она остается много меньше теоретического максимума, определяемого скоростью течения подземных вод. В этом отношении соли явно уступают граниту и осадочным породам. Применительно к некоторым геологическим образованиям (например, в соленосных породах) необходимо также учитывать способность подземных вод размывать породу. Вынос радионуклидов из хранилища, связанный с движением подземных вод, является наиболее вероятным механизмом их попадания в биосферу. Знание гидрогеологических характеристик породы, в которой размещается хранилище, и окружающей ее среды имеет важное значение для прогнозирования направлений и скоростей распространения радионуклидов. К наиболее существенным характеристикам относятся: локализация и мощность водоносных слоев; наличие водоносных пород; гидравлический градиент; 48 пористость и проницаемость пород, окружающих хранилище; скорость и направление стоков и притоков водоносных горизонтов; протяженность и направление*возможных путей оттока от хранилища к биосфере и сорбция радионуклидов на этих путях; возраст подземных вод в районе хранилища. Необходимо учитывать тектонические процессы, климатические изменения (особенно те, которые могут повлиять на гидрологические условия), эрозию земной поверхности и другие аналогичные явления длительного характера. Потенциально разрушительные тектонические явления могут быть следствием сбросов, сейсмической активности, вулканической активности, поднятий, погружений, а также изменения естественного распределения напряжений. Возможность эрозии земной поверхности следует учитывать в районах больших рек и крутых уклонов. Наконец, следует предусмотреть, чтобы место расположения хранилища не исключало разработку крупных месторождений полезных ископаемых в настоящее время или в будущем. Однако горные выработки не должны находиться столь близко от хранилища, чтобы возникала существенная опасность случайной перфорации системы хранилища при бурении или разработках недр в будущем. При предварительном отборе возможных типов территорий для захоронения проводится субъективный анализ этих факторов, включающий сравнение значимости отдельных факторов. Некоторые геологические формации, по-видимому, удовлетворяют ряду указанных требований, особенно такому важному, как геологическая устойчивость. К породам, которые в настоящее время считаются перспективными для размещения хранилищ, относятся месторождения каменной соли, твердые породы, такие, как гранит и базальт, и осадочные породы. Комиссия европейских сообществ проводит совместную программу исследований с полным обменом результатами (26). В Швеции проведено полное исследование осуществимости захоронения отработанного ядерного топлива (27) , аналогичные программы выполняются в США и Канаде. Результаты этих исследований становятся общим достоянием стран, заключивших между собой двусторонние соглашения. 49 Хотя основные свойства трех выбранных горных пород достаточно хорошо известны, их ожидаемое поведение необходимо проверить с помощью измерений на месте. Это единственный способ получения достоверных значений таких важных параметров, как распределения напряжений и температуры. Большая часть проводимой сейчас работы посвящена этой задаче. Изучение подземных вод на месте является очень важным потому, что, не считая прямого участия человека, это единственный естественный путь, с помощью которого радионуклиды могли бы возвратиться в среду обитания человека. Выявление разломов и трещин в горных породах и их природы, а также разработка реалистичных моделей течений подземных вод являются важной целью этих исследований. Считается, что радионуклиды в катионных формах будут в большей части быстро адсорбированы на поверхности пород, особенно глинистых, однако поведение анионных форм, например трансурановых элементов (особенно нептуния) и технеция, менее понятно и требует детальных исследований (28). Вторым важным фактором является температура, воздействию которой подвергаются под землей конструкции хранилища. Различные предварительные исследования определили допустимее пределы температуры окружающей породы в интервале от 100 до 200 °С. На этом интервале можно было бы остановиться при подходящей конструкции хранилища и обеспечении дистанции между контейнерами, однако необходимо дальнейшее исследование того, насколько критическими являются эти границы с точки зрения стоимости и прочности хранилища. Залежи каменной соли Месторождения каменной соли, пригодные для захоронения, встречаются в виде пластов и куполов, последние являются обычно более чистыми и более однородными. Возраст некоторых изученных месторождений насчитывает миллионы лет, что свидетельствует об их изолированности от воды и стабильности. Нетронутые залежи по существу непроницаемы, их влагосодержание не изменяется. Высокая теплопроводность обеспечивает хорошее рассеивание тепла, однако с увеличением температуры отмечается некоторая потеря 50 механической прочности. Пластичность каменной соли, приводящая к ликвидации трещин в ней и способная обеспечить герметизацию отходов, когда соляная засыпка образует сплошную массу, является ценным свойством с точки зрения изоляции отходов. Правда, одновременно она может несколько снижать устойчивость туннельных сводов. Большой опыт горнопроходческих работ в этом минерале позволяет надеяться на то, что эти трудности могут быть преодолены. Обширные исследования свойств месторождений соли проведены в Соединенных Штатах Америки (29-31). Был выявлен один из путей, по которому отходы могут прийти в соприкосновение с рассолом. Природная соль может содержать некоторое количество рассола, который имеет свойство мигрировать по направлению к источнику тепла, однако объем включений в виде рассола невелик по сравнению с количеством отходов и не представляет значительной проблемы. В Федеративной Республике Германии продолжается работа по изучению возможности использования месторождения каменной соли в Ассе, характеризующегося очень малым содержанием воды. Эксперименты in situ подтвердили результаты лабораторных испытаний механической прочности и показали, что скважины, содержащие контейнеры с отходами, заполняются солью благодаря ее ползучести. Проводятся также измерения напряжений. Возможные последствия затопления хранилищ изучались с помощью измерений в затопленных выработках бывших соляных шахт в Федеративной Республике Германии. Они показали, что граница раздела между соленой и пресной водой весьма отчетлива, через эту границу явно нет быстрых переходов (32). Совместные с ФРГ исследования проводились в Голландии. Была продемонстрирована возможность сухого бурения глубоких скважин в соляных пластах шахты Ассе. Возможные последствия затопления хранилища определялись с помощью моделирования. Во всех изученных случаях моделирование утечки радионуклидов давало их концентрацию в питьевой воде ниже предписываемых уровней. Хотя модель может быть еще несовершенна из-за недостатка данных на этом начальном этапе работы, полученный результат показывает, что даже такой инцидент ни в коей мере не будет катастрофичным (32). 51 Вывод из исследований, проведенных к настоящему времени в этих странах, заключается в том, что захоронение в подходящих месторождениях каменной соли вполне возможно. Кристаллические породы Разработки данного способа захоронения высокорадиоактивных отходов ведутся в Канаде, во Франции, в Швеции, Великобритании и в других странах. Разработки в шахте Стрипа в Швеции, первоначально осуществлявшиеся совместно с США, расширены под эгидой Агентства по ядерной энергии ОЭСР при финансовом и техническом участии Канады и Швейцарии. Среди кристаллических пород наибольшее внимание привлекает гранит. Граниты представляют собой плотную матрицу из монодисперсных крупных зерен с низкой пористостью, небольшим содержанием воды или вообще без воды и низкой проницаемостью между зернами. Образовавшись изначально при высоких температурах, они в целом не чувствительны к воздействию высоких температур, хотя тепловое расширение определенных видов этого минерала может - быть достаточным, чтобы образовать (или закрыть) трещины или поверхностные разломы. Хранилища в массивных гранитных образованиях могут быть хорошо изолированными от грунтовых вод и недоступными для человека при условии, что выбран монолитный массив достаточных размеров. Лабораторные работы направлены на определение физических и сорбционных свойств породы. Измерения in situ подтвердили расчеты распределения температуры и давления, основанные на лабораторных работах. Буровые керны дают информацию о качестве породы и ее прерывистости (33). Осадочные породы Эти породы состоят из осадков в акваториях обычно значительной протяженности. Они обладают низкой пористостью и высокой способностью сорбировать катионы. К этим породам относятся глинистые породы от пластических и известковистых глин до затвердевшего аргиллита и 52 глинистых сланцев, а также метаморфизированные кристаллические и аспидные сланцы; именно они привлекают наибольшее внимание. Глины обладают способностью устранять трещины и разломы благодаря своей пластичности, однако они чувствительны к теплу и гамма-излучению из-за наличия воды, заключенной в их пустотах. С ними легко работать, но необходимы соответствующие опоры для поддержания сводов тоннелей и камер. Таким образом, глина может служить в качестве физического и химического (сорбционного) барьера, благодаря чему отпадает необходимость использовать дополнительные поглощающие оболочки вокруг контейнеров. После предварительного исследования в лабораторных условиях в Бельгии'и Италии был сделан вывод (34), что плотные залежи глины на глубине 200 м и толщиной более 50 м можно считать потенциально пригодными для захоронения высокорадиоактивных отходов. Однако необходимо тщательно оценить воздействие тепла и излучения (радиолиз воды) в каждом месторождении, чтобы определить его пригодность для захоронения. Для дальнейшего развития исследований намечено сооружить лабораторию на глубине 220 м и в ядерном центре в Моле (Бельгия). . Проекты хранилищ в геологических формациях Ряд таких проектов был разработан в Бельгии, Канаде, Франции, Федеративной Республике Германии, Нидерландах, Швеции, Швейцарии, Великобритании и Соединенных Штатах Америки (35). Первым шагом является обеспечение хранения в течение долгих лет, поскольку выделение тепла уменьшается вдвое приблизительно за 100 лет. Сейчас рассматриваются периоды в 10-100 лет. Проекты обычно основываются на предположении, что отходы, содержащиеся в контейнерах, находятся в остеклованном виде, но что размеры контейнеров и процент продуктов деления могут варьироваться в определенных пределах с тем, чтобы создать соответствующие условия для проведения погрузочно- разгрузочных операций, транспортировки и охлаждения. Велись дискуссии и относительно конструкций контейнеров. 53 Например, следует ли обеспечивать дополнительную внешнюю защиту контейнеров или вместо этого использовать толстостенные контейнеры с относительно малой коррозионной устойчивостью либо тонкие контейнеры с большой коррозионной устойчивостью. Вероятность проникновения радионуклидов из отходов в подземные воды можно было уменьшить путем сооружения дополнительной защитной оболочки контейнеров /"например, из свинца и титана (2 1 )] и помещением контейнеров в среду с высокой сорбционной способностью, такую как бентонит. Тепло, генерируемое хранящимися отходами, будет рассеиваться в массе породы. Вероятные температуры можно предсказать с достаточной точностью, однако их воздействие на породу еще не вполне понятно и является предметом активных исследований. В настоящее время оно более ясно для соли и в меньшей степени для гранита и глины, однако результаты названной выше работы.дают информацию и об этих двух породах. В предлагаемых проектах температура породы в пределах 100-200 °С рассматривалась как максимально допустимая. Предполагается, что хранилище должно находиться на глубине 250-1000 м от поверхности, но в глинистых разработках на глубине свыше 250 м можно встретиться с трудностями. Практически все проекты предусматривают размещение контейнеров в углублениях, пробуренных в полу хранилища. Задача бурения глухих углублений большого диаметра под землей требует дальнейшей проработки, но,без сомнения,эту проблему можно решить. Стоимость строительства хранилища зависит от всех этих факторов и еще детально не рассчитана. Проводимые в настоящее время исследования дадут дополнительные сведения, на основании, которых можно будет сделать более точные оценки, но уже сейчас ясно, что стоимость строительства и эксплуатации хранилища составит лишь малую часть (порядка 1 %) всех затрат, связанных с производством ядерной энергии. Возможно, что эти первые проекты слишком осторожны и что при наличии дополнительных данных станут оправданными менее дорогие способы. 54 Пока нет никаких оснований предполагать, что радиологические последствия окажутся неприемлемыми, но это необходимо доказать с помощью специальных моделей, разработанных на основе проектов и в процессе исследования конкретных территорий. В настоящее время модели несовершенны и используются для выявления наиболее важных и определяющих характеристик с тем, чтобы направить исследования на их изучение. Когда будут получены соответствующие данные, модели можно будет усовершенствовать. Таким образом, процесс является интеративным: для моделей нужны данные, а данные изменяют модели. В конце концов будет разработана модель, применимая ко всей системе захоронения и предназначенная для осуществления оптимизации. Оценка этапов в этой системе будет достаточно простой для начальных операций, таких,как выгрузка и транспортировка, поскольку к этим процессам непосредственно относятся рекомендации МКРЗ. Транспортировка регулируется установленными МАГАТЭ Правилами транспортировки (36). Стадии, следующие за захоронением, будет труднее определить. Их оценка будет основана на моделях, в которых используются данные, полученные в экспериментальных условиях. Эти условия, включая и те, которые нельзя создать экспериментально, может быть, придется экстраполировать на длительные периоды времени. Невозможно, например, предсказать, каким будет контейнер с остеклованными отходами через 1000 лет. При моделировании окружающей среды обычно используют два подхода. В каждом из них процесс распространения радионуклидов в окружающей среде рассматривается по отдельности для ряда мысленных подсистем. В частном случае это могут быть. барьеры, образуемые контейнерами, их дополнительной внешней защитой, окружающим поглотителем; подземные воды в хранилище, в соседней породе и удаленных породах, а также растения, животные и другие компоненты, составляющие пищевые цепи. В методе с использованием концентрационных коэффициентов параметрами модели являются отношения равновесных концентраций (концентрационные коэффициенты) в соседних подсистемах. В методе с использованием системного анализа большее внимание уделяется динамическим условиям, предшествующим достижению равновесия, что может быть более оправдано в этом случае, поскольку распространение радионуклидов происходит медленно 55 даже в сжатом масштабе времени. Для описания эволюции системы во времени составлена группа дифференциальных уравнений с частными производными, аналогичных уравнениям, применяемым при исследованиях в области физиологии. Степень правильности данных и точности, требуемой от прогноза, может не оправдывать таких сложных подходов, и сейчас заметен сдвиг от обширных моделей, основанных на фундаментальных физико-химических и биологических закономерностях, к более простым регрессионным моделям, основанным на экспериментах. Однако неопределенность оценок степени безопасности и дискуссии о том, что считать подходящими моделями для оценок безопасности, не должны заслонять главную идею безопасности в предложениях по захоронению высокорадиоактивных отходов, которые не так много лет тому назад, могли бы вполне считаться приемлемыми. Отходы остеклованы, заключены в коррозионно стойкую оболочку, окружены поглощающим веществом, помещены в глубокую скважину в стабильной непроницаемой горной породе, так что примерно через 1000 лет активность отходов будет почти такой же, как у природных радиоактивных руд. Даже с учетом неопределенностей трудно предположить, что за это время может произойти утечка значительного количества радионуклидов. Захоронение в океане В принципе для оценки других способов захоронения можно использовать те же методы, но эти способы еще не подвергались такому тщательному обсуждению и экспериментальному изучению, как захоронение в геологических формациях. Вероятно, наиболее перспективный способ или, вернее, группа способов, связана с захоронением в океане. Она включает пять возможных вариантов. 1. Хранилища в океанических осадочных отложениях на большой глубине (под морским дном). 2. На дне океана (на дне моря). 3. В зоне субдукции. 56 4. В зоне разломов дна океана. 5. В конусах выноса осадочных пород. Хранилища в донных породах Этот способ аналогичен захоронению в геологических формациях с той разницей, что они относятся ко дну океана. В рамках программы, осуществляемой фирмой Сандия Лэбораториз в США с начала 70-х годов, проводится изучение этого способа (37). Позднее Агентство по ядерной энергии ОЭСР также участвовало в координации и развитии исследований в этой области. Хотя очень важные вопросы пока неясны, из результатов исследований следует, что в океане несколько типов донных осадочных пород разного происхождения вполне могут служить эффективным барьером в системе изоляции высокорадиоактивных отходов и предотвращения их проникновения в гидросферу в течение 10^-10® лет. Некоторые неясные вопросы, видимо, будут уточнены с помощью проводимых или планируемых экспериментов. Этот способ обещает ряд преимуществ. 1. Доступные осадочные отложения имеют очень большую площадь. 2. Однородность свойств осадков на большой площади. Это позволяет определить параметры модели с достаточной точностью по небольшому числу кернов осадков и данным геофизической разведки. 3. Установленное во многих случаях отсутствие воздействия погоды и климата на осадочные отложения. Можно отметить, что, например, в северной части Тихого океана ледниковые периоды не оказывали никакого воздействия на осадочные породы или их образование в течение не менее 70 млн. лет. 4. Наличие больших зон, не охваченных сейсмической или тектонической активностью, а также зон, где вулканическая деятельность может быть достаточно точно предсказана. 57 5. Низкая пористость осадочных пород и их высокая способность сорбировать большинство радионуклидов. 6. Способность неконденсированных, мягких осадочных пород к самоликвидации выемок, возникающих после погружения в них отходов, или других дефектов. 7. Незначительное количество на дне океана ресурсов, могущих быть объектом добычи. Эти преимущества можно сравнить с аналогичными свойствами исследуемых в настоящее время горных пород на суше, описанными в главе 3. Далеко не все понимают, что прогнозы свойств и поведения океанических осадочных отложений как во времени, так и в пространстве более точны, чем соответствующие прогнозы для большинства горных пород на суше. Описываемый способ, однако, вызывает некоторые политические проблемы, которые хотя и не относятся к технической стороне оценки, но являются источником реальньк практических затруднений. В конечном итоге, приемлемость того или иного способа захоронения зависит от оценки риска для здоровья и степени неопределенности такой оценки. В случае захоронения на суше решение по этому поводу может быть принято национальным органом соответствующей страны при консультации, если необходимо, с соседними странами. В случае же захоронения в океане к принятию решения должны быть привлечены разные страны и, естественно, те из них, которые не заинтересованы в захоронении высокорадиоактивных отходов, будут предъявлять более жесткие требования, чем заинтересованные страны. При этом первые будут менее склонны рисковать судьбой ресурсов океана вплоть до открытой оппозиции любому использованию океана для захоронения отходов. В нашем исследовании мы не ставим задачу выразить мнение по столь сложному международному вопросу, но должны отметить, что он может ограничить возможность использования данного способа. Мы рекомендуем, чтобы с помощью соответствующих международных организаций был рассмотрен вопрос об определении общеприемлемого уровня риска как основы для развития данного способа захоронения. 58 Дно океана Имеется предложение размещать иммобилизованные отходы на дне океана на больших глубинах в контейнерах с достаточным запасом прочности на длительный период. Если такое захоронение проводить в слое стабильных осадочных образований, то возникает дополнительный барьер, препятствующий распространению радионуклидов, что выгодно отличается от размещения отходов на дне океана, состоящем из твердых горных пород. При этом роль искусственных барьеров играла бы матрица, в которую включены отходы, и содержащие их контейнеры. При существующем уровне знаний об океанических течениях, а также о процессах вымывания и переноса веществ в океане фактически невозможно разработать действенные модели оценки возможных в этом случае доз для человека. Для реалистичной оценки данного способа требуется дополнительная информация. По условиям Лондонской конвенции о предотвращении загрязнения моря сбросами отходов и других материалов не разрешается сброс в моря высокорадиоактивных отходов, то есть отходов, подпадающих под определения и рекомендации, данные МАГАТЭ (38). Зона субдукции Весьма заманчива мысль о размещении иммобилизованных отходов в соответствующих контейнерах в районах, где земная кора под океаном движется в глубь земли. Отходы будут двигаться вместе с ней, чтобы расплавиться и исчезнуть, возможно, навсегда, или,по крайней мере, на сотни миллионов лет. В настоящее время мы не можем определить с уверенностью, какие районы океанического дна будут непрерывно опускаться, а какие в результате тектонической или вулканической деятельности вновь появятся на поверхности земли. Зоны разломов дна океана Чаще всего это территории, характеризующиеся высокой скоростью накопления осадков и низкой тектонической активностью, что сулит заманчивые возможности. К сожалению, в этих зонах, как установлено, возникают спорадические мутьевые потоки, оставляющие после себя мощные слои осадочных отложений. Они непредсказуемы и могут на своем пути нарушить места захоронения отходов. 59 Обширные конусы выноса осадочных пород Это весьма мягкие, очень быстро накапливающиеся осадки вблизи устьев больших рек, таких как Миссисипи, Ганг и Нил. Эти конусы выноса осадков сильно подвержены климатическим изменениям и последствиям хозяйственного использования рек. Они также могут непредсказуемо перемещаться в связи с оползнями и обвалами мягких осадков. Другие способы В качестве возможных способов захоронения высокорадиоактивных отходов рассматривался еще ряд подходов, но они не вызывают такого интереса, как подходы, связанные с захоронением в геологических образованиях или в морских и океанических донных породах. Ни один из них не разработан до стадии, позволяющей провести оценку затрат и оптимизацию (30,39). Далее будет дано их краткое описание и отмечены их наиболее важные достоинства и недостатки. Вывод в космическое пространство Было выдвинуто несколько идей захоронения в космосе. В настоящее время предпочтение отдается предложению о выводе разделенных актинидов на круговую гелиоцентрическую орбиту на расстоянии, равном половине пути от Земли до Венеры. Как показали расчеты, эта орбита останется стабильной в течение, по крайней мере, миллиона лет и не будет пересекаться с орбитами обеих планет. Отходы могут быть доставлены на орбиту вокруг Земли с помощью космического корабля типа "Шаттл", а затем выведены с помощью ракеты на гелиоцентрическую орбиту. Этот способ дает возможность полностью удалить отходы с Земли. С другой стороны, не исключены (по крайней мере, на современной стадии развития космической техники) аварии во время старта и при перемене орбиты, которые могут привести или к возвращению целиком отходов на Землю, или к их беспорядочному рассеиванию. Анализ издержек и последствий таких аварий еще не проведен, и сам способ является пока не более чем гипотезой. 60 Ядерные превращения Практически все продукты деления в высокорадиоактивных отходах распадутся до ничтожных уровней активности за срок менее 1000 лет, после чего радиоактивность отходов будет определяться актинидами. Идея использования ядерных превращений как способа ликвидации отходов основана на превращении актинидов в продукты деления с помощью бомбардировки нейтронами. Бомбардировку можно было бы проводить в нейтронном поле реактора АЭС, причем высвобожденная в результате деления энергия добавилась к общей энергии АЭС. При этом способе продолжительность риска последствий, связанных с отходами,могла бы быть менее 1000 лет. Поскольку превращение не достигает 100 %, требуется последующее выделение актинидов, а, кроме того,до облучения нейтронами нужно будет отделить актиниды от отходов. Эта идея представляется технически возможной, хотя весьма сомнительно, удастся ли осуществлять систематически требуемое химическое отделение в условиях промышленного производства. Для этого необходимо значительно усовершенствовать технологию. Такой проект не был бы чрезмерно дорогим, но не был бы и экономически выгодным. Долгосрочные выгоды в радиологическом отношении были бы невелики, и их мог бы свести на нет краткосрочный ущерб, связанный с процессами разделения (40). Захоронение в ледниках и ледниковых покровах Было выдвинуто три типа предложений по захоронению в ледниковых покровах (вплавление в лед, закрепление во льду и размещение на его поверхности). Концепция, основанная на расплавлении льда, предусматривает помещение каждого контейнера с отходами в углубление на поверхности, предпочтительно в центре ледникового покрова. Контейнер опускается до основания ледникового покрова, расплавляя лед за счет тепла, которое выделяется при радиоактивном распаде. Вычислено, что потребуется 5-10 лет, чтобы контейнер достиг основания ледникового покрова толщиной 3000 м. 61 Концепция закрепленного размещения отходов дает возможность возвращения контейнера обратно в течение периода до нескольких сотен лет, во время которого такое размещение может вполне рассматриваться как хранение. Предполагается, что контейнер с отходами будет помещен в предварительно просверленное во льду отверстие и при таянии будет опускаться до тех пор, пока его спуск не будет остановлен с помощью прикрепленного к нему и закрепленного на поверхности троса длиной 200-500 м. Новый снежный покров постепенно покроет плиты крепления, и вся система будет медленно, погружаться в толщу льда. Подсчитано, что она достигла бы основания ледника на глубине 3000 м через 30 000 лет. К этому времени количество тепла, выделяемого при распаде, было бы уже ничтожным. Отходы и крепление будут двигаться при спуске также и в направлении движения ледника. При хранении на поверхности хранилище должно покоиться на сваях или опорах, установленных на несущих нагрузку плитах, которые в свою очередь погружены в толщу льда. Контейнеры с отходами будут располагаться в отсеках хранилища и охлаждаться за счет естественной циркуляции воздуха. Вначале будет возможно изъятие отходов обратно, но в конечном счете, по достижении предела поддержки вся система медленно втает в ледовую толщу, возможно, через несколько столетий. Хотя захоронение в удаленных ледниках может показаться на первый взгляд весьма привлекательным, оно не исключает попадания отходов вновь в окружающую среду, а также изменений в ледниковом покрове, которые могут вызвать далеко идущие последствия. Потребовались бы широкие исследования по прогнозированию движения ледников, скорости увеличения (или уменьшения) толщины ледникового покрова, скоростей подледных течений и триггерных механизмов. Основная неопределенность касается глобальных долгосрочных погодных явлений, воздействующих на стабильность ледниковых покровов и на уровни морей. Развитие этих способов захоронения не стоит сегодня на повестке дня. Закачивание в скважину Для полноты надо упомянуть еще два способа, используемые для захоронения низко- и среднерадиоактивных отходов. Они 62 были предложены и для захоронения высокорадиоактивных отходов, хотя концепция непосредственного захоронения жидких высокорадиоактивных отходов в геологических формациях, на которой они основаны, подвергалась сильной критике, и эти способы остаются не более чем предложениями. В первом способе кислотные отходы закачивают в пористые или трещиноватые пласты (на глубине более 1000 м) , которые хорошо изолированы перекрывающими их относительно непроницаемыми породами. Отходы остаются в жидкой форме, они рассеиваются, проникают в окружающую среду и взаимодействуют с ней. Необходимо оценить возможность возвращения некоторых радионуклидов в биосферу, а также возможность концентрирования плутония, имея в виду и весьма низкую вероятность достижения критичности. При втором методе жидкие известковые растворы с отходам* вводят в предварительно раздробленные глинистые сланцы. Жидкие отходы смешивают с цементом и глиной, закачивают в подходящие сланцевые образования на глубину приблизительно 300-500 м, где они затвердевают, образуя тонкие, твердые дискообразные формации. Дальнейшее развития Ни один из этих способов, за исключением захоронения в геологических формациях, не был развит -до стадии, позволяющей говорить о систематическом использовании. Даже захоронение в геологических формациях требует дальнейшей проработки. Сейчас можно с уверенностью ожидать демонстрации этого способа как успешной технической операции. Кроме того, предложены различные варианты захоронения в искусственных сооружениях иммобилизованных отходов, упакованных в контейнеры. Глубокие шурфы Отходы в контейнерах предлагается помещать в пробуренные на глубину 3000-5000 м шурфы, которые затем должны быть герметизированы. Окружающая горная порода будет обеспечивать изоляцию отходов, а большая глубина обеспечит достаточное замедление их проникновения в биосферу. Климатические и иные изменения на поверхности вряд ли будут воздействовать на отходы, находящиеся на такой глубине. 63 Остров Согласно этому предложению отходы могут быть размещены в глубокой стабильной геологической формации под островом, который сам будет занят под портовое хозяйство. Это обеспечит удаленное захоронение отходов в среду с благоприятными гидрогеологическими условиями. Этот метод мог бы обеспечить дополнительный барьер между отходами и биосферой, так же как способ, предусматривающий захоронение под морское дно. Основным барьером служила бы геологическая формация, а дополнительным, в зависимости от гидрогеологической системы острова, - море. Использование всего острова для захоронения отходов облегчило бы наблюдение за неприкосновенностью хранилища. Стабильность острова в долгосрочной перспективе будет зависеть от геологических условий. Необходимо оценить вулканическую и сейсмическую деятельность и эрозию как процессы способные привести к попаданию отходов в биосферу. Необходимо было бы оценить и последствия медленных, но значительных геологических изменений, влияющих на климат или уровень моря. Расплавленные горные породы Эта идея основана на размещении отходов в глубоких скважинах или полостях в условиях, когда скорость рассеивания тепла незначительна и достигаемая температура достаточна для плавления окружающей горной породы. Расплавленная порода растворила бы отходы или включила их в себя. Одно из предложений предусматривает размещение высокорадиоактивных жидких отходов непосредственно в глубокорасположенной полости в кремнистой породе с низкой проницаемостью. При оценке этого метода,помимо обычных соображений, учитываемых при геологическом захоронении, необходимо было бы иметь в виду возможный выброс летучих радиоактивных веществ во время расплавления породы (41). В теории, следуя принципам МКРЗ, представленным в этом докладе, следовало бы рассмотреть и оценить все способы, но на практике невозможно детально оценить каждый 64 предложенный способ, и поэтому предварительный выбор делают на основе общих заключений о радиологической безопасности и затратах. Отобранные способы затем необходимо оценить более детально, проведя исследования для определения параметров, которые влияют на'риск. 65 5ОБЯЗАННОСТИ МЕЖДУНАРОДНЫХ ОРГАНИЗАЦИЙ Захоронение высокорадиоактивных отходов имеет международные последствия. Необходимость удаления некоторых радионуклидов, содержащихся в этих отходах, на период времени более долгий, чем тот, в течение которого в прошлом оставались стабильньми государственные и политические границы, а также возможность загрязнения океанов и атмосферы требуют международно приемлемых и принятых методов захоронения, основанных на согласованных в международном масштабе целях здравоохранения и медико-санитарных нормативах. Кроме того, некоторые предложенные методы захоронения (например, на морском дне или под ним, в ледниках или в космосе) также потребуют заключения международных соглашений и конвенций. Поэтому необходимо, чтобы международные организации играли активную роль в обеспечении охраны здоровья и безопасности людей, а также защиты окружающей среды. МАГАТЭ, ВОЗ, Агентство по ядерной энергии ОЭСР, Комиссия европейских сообществ и СЭВ уже сейчас ведут активную деятельность в этой области. Их роль в настоящее время заключается главным образом в развитии обмена научной и технической информацией. Они субсидировали международные рабочие группы, публиковали технические документы и действовали в качестве посредников при обмене информацией между государствами-членами. Помимо этого,существует много двухсторонних и многосторонних соглашений по обмену информацией между заинтересованными странами. В некоторых случаях (таких, как совместная научно-исследовательская программа в Стрипе, Швеция) работа субсидируется совместно несколькими странами. МАГАТЭ также рассмотрело возможные регионы расположения заводов по переработке отходов и участков их захоронения. Международные организации должны продолжать активную деятельность в следующих областях: 66 а) сбор, анализ и распространение технической и научной информации о существующих видах деятельности и тенденциях в форме, пригодной для использования всеми странами; б) поощрение и субсидирование исследований и разработок в выбранных областях; в) участие в исследованиях по захоронению отходов в контексте регионального или международного планирования; г) оказание технической помощи и консультаций национальным органам контроля, а также подготовка кадров по просьбе соответствующих стран; д) разработка приемлемых в международном масштабе рекомендаций, стандартов и нормативов для использования национальными учреждениями и государственными органами; е) выполнение своих обязанностей в рамках любых касающихся определенного вопроса международных конвенций, которые могут быть приняты. Например, МАГАТЭ обязано дать определение высокорадиоактивным отходам как неподлежащим сбросу в океаны согласно Лондонской конвенции. В 1978 г. МАГАТЭ учредило Технический комитет по нормативным аспектам подземного захоронения радиоактивных отходов, совещание которого состоялось в Лондоне в сентябре того же года. Главная цель встречи, на которой присутствовали представители 17 стран, заключалась в обмене информацией, обсуждении нормативных вопросов, представлянзцих взаимный интерес, и подготовке руководства о процедурах контроля за захоронением высокорадиоактивных отходов в глубоких геологических формациях. На основе этих обсуждений недавно был выпущен документ МАГАТЭ (42), который содержит руководящие принципы о.процедурах контроля. Хотя он касается специально захоронения отходов в глубокозалегающих геологических формациях, его основные установки о компетенции и деятельности государственных органов контроля применимы и к захоронению высокорадиоактивных отходов любым другим способом. Рабочая группа одобрила эти установки, основанные на следующих принципах. Захоронение высокорадиоактивных 67 отходов должно регулироваться правительствами с тем, чтобы обеспечить и поддерживать достаточно безопасные условия в настоящем и так долго, как это может потребоваться, в будущем. В странах, где государство осуществляет связанную с ядерной энергией деятельность, в ходе которой образуются отходы, две разновидности этой деятельности - производство ядерной энергии и контроль за захоронением отходов - должны быть отделены друг от друга с тем, чтобы ограничения, вытекающие из второй, ни в коем случае не изменялись под влиянием первой. Вопросы, которые должен учитывать государственный орган контроля, включают: здоровье и безопасность; состояние окружающей среды; планирование землепользования и использования ресурсов; последствия строительства хранилищ (горных выработок); транспортировку отходов; юридическую ответственность. Поскольку некоторые из этих аспектов возникли только в связи с хранилищами, существующие процедуры и условия выдачи разрешений, возможно, нуждаются в изменении или расширении в интересах должного контроля за соответствующей деятельностью. Ввиду того, что опыт захоронения высокорадиоактивных отходов в хранилищах пока недостаточен, процедуры и условия могут меняться по мере его накопления. Население должно получать адекватную информацию об этих мерах предосторожности, а изменения и их техническое обоснование необходимо обсуждать в полном объеме и открыто. Основой для открытого обсуждения и развития технологии служит программа МАГАТЭ по подземному захоронению радиоактивных отходов, начатая в 1977 г. Целью этой программы является публикация серии научно-технических докладов и руководство по безопасности в пяти основных областях. 1. Общая деятельность, включающая контроль, оценку безопасности, основные руководящие установки и критерии. 2. Исследование и выбор мест расположения хранилищ. 3. Критерии допустимости помещения отходов в хранилище. 4. Проектирование и сооружение хранилищ. 68 5. Эксплуатация хранилищ, их закрытие и надзор за ними. Некоторые из уже опубликованных в этой программе документов упоминались в настоящем отчете (24,25,42). Вышла также более подробная публикация о технических основах контроля (43). Права и обязанности государственного органа контроля должны быть четко определены. Его функции должны включать: а) разработку правил или основных положений по критериям выбора мест расположения, проектирования, строительства, ввода в действие, эксплуатации и консервации хранилищ; б) определение информации, которую должна представлять организация-исполнитель на каждом этапе, ее анализ и оценка в) выдача лицензий, разрешений и директив в соответствии с государственной политикой; г) инспектирование мест захоронения и предписание условий; д) надзор за соблюдением лицензий и условий; е) проведение при необходимости собственных научно- исследовательских работ; ж) поддержание контактов с органами контроля в других странах и с международными организациями. Контроль за захоронением высокорадиоактивных отходов является не только функцией исполнительных и регламентирующих органов, но также может повлечь за собой принятие политических решений, которые могут воздействовать на процессы регламентирования. На всех этапах контроля следует стремиться привлечь к участию в нем все стороны, которые имеют к нему обоснованное отношение. Это, в частности, касается местных жителей, которые могут быть подвержены воздействию отходов, и имеет особо важное 69 значение, если эти жители являются гражданами соседней страны. С самого начала должны быть разработаны способы их подробного информирования, выявления и обсуждения их позиции. Это может потребовать заключения двусторонних соглашений между соседними странами. Необходимо публично показывать, что мнения местного населения адекватно учтены при формулировании правил. 70 СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ 1. Health implications o f nuclear power production. Copenhagen, WHO Regional Office for Europe, 1978 (WHO Regional Publications, Euro­ pean Series, No. 3). 2. Nuclear power: health implications o f transuranium elements. Copen­ hagen, WHO Regional Office for Europe, 1982 (WHO Regional Pub­ lications, European Series, No. 11). 3. Williams, L. The world energy situation and the response of the Euro­ pean Community. Journal o f the Institution o f Nuclear Engineers. 21(1): 3 (1980). 4. International Commission on Radiological Protection. Recommen­ dations o f the ICRP. Annals o f the ICRP, 1(3), 1977 (IC R P Publication 26). . . . . . . . 5. International Commission on Radiological Protection. Limits for intakes of radionuclides by workers. Annals o f the ICRP, 2(3/4), 1979 (ICRP Publication 30). 6. The effects on populations o f exposure to low levels o f ionizing radiation. Washington, DC, US National Academy of Sciences Committee on the Biological Effects of Ionizing Radiation, 1980. 7. International Nuclear Fuel Cycle Evaluation. Summary and overview. Status o f technologies related to radioactive waste management and disposal. Vienna, IAEA, 1979. 8. United States. Report o f the President's Commission on the accident at Three Mile Island. Oxford, Pergamon Press, 1980. 9. Radioactive waste management glossary. Vienna, IAEA, 1982 (IAEA- TECDOC-264). 10. Clelland, D.W. & Corbet, A.D.W. The management of high-level liquid wastes from reprocessing operations. In: Proceedings o f 5th Inter­ national Fair and Technical Meetings o f Nuclear Industries, 3 -7 Octo­ ber 1978. Basle, Nuclex, 1978. 11. Handling and storage o f high-level radioactive liquid wastes requiring cooling. Vienna, IAEA, 1979 (Technical Report Series No. 191). 12. Techniques fo r the solidification o f high-level waste products. Vienna, IAEA, 1978 (Technical Report Series No. 136). 13. Characteristics o f solidified high-level waste products. V ienna/IAEA, 1979 (Technical Report Series No. 187). 14. Vitrification inches towards a solution. Nuclear engineering interna­ tional, 25: 13 (1980). 13. Cohen, J .J . et al. Lead encapsulation of nuclear waste: a risk assess­ ment. In: Transactions o f the American Nuclear Socie tyV o l. 34. La Grange Park, IL, American Nuclear Society, 1980. 16. Ringwood, A.E. Safe disposal o f high-level nuclear reactor wastes: a new strategy. Canberra, Australian National University Press, 1978. 17. Objectives, concepts and strategies fo r the management o f radioactive waste arising from nuclear power programmes. Paris, Nuclear Energy Agency of OECD, 1977. 18. United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation. Sources and effects o f ionizing radiation. New York, United Nations, 1977. v.': . 19. The effects on populations o f exposure to low levels o f ionizing radiation. Washington, DC, US National Academy of Sciences Committee on the Biological Effects of Ionizing Radiation, 1972, 20. Cohen, J .J . Suggested nuclear waste management radiological perfor­ mance objectives. Livermore, CA, Lawrence Livermore Laboratory, University of California, 1979 (document UCRL-52626). 21. International Commission on Radiological Protection. Problems involved in developing an index o f harm. Oxford, Pergamon Press, 1977 (ICRP Publication 27). 22. International Commission on Radiological Protection. Statement and recommendations of the 1980 Brighton meeting of the ICRP. Annals o f the ICRP, 4(3/4) (1980). 23. Ahner, S. et al. Engineered intermediate storage of solidified high-level wastes. A comparison of an air cooled and a water cooled concept. In: Simon, R. & OrIowski, S., ed. Radioactive waste management and dis­ posal. New York, Harwood Academic Publishers, 1980. 24. Underground disposal o f radioactive wastes: basic guidance. Vienna, IAEA, 1981 (Safety Series No. 54). 25. Site selection factorsfor repositories ofsolid, high-level waste, and alpha- bearing wastes in geological formations. Vienna, IAEA, 1977 (Technical Report Series No. 177). 26. Orlowski, S. The European Communities’ research programme on the management and storage of radioactive waste: technical content, initial results, and future outlook. In: Simon, R. & Orlowski, S., ed. Radio­ active waste management and disposal. New York, Harwood Academic Publishers, 1980. 27. Nilsson, L.B. & Pappo, T. Feasibility of safe terminal disposal of spent nuclear fuel. International Atomic Energy Agency bulletin, 22(3/4): 63 (1980). 28. Barbreau, A. et al. Radionuclides migration in geological formations. In: Simon, R. & Orlowski, S., ed. Radioactive waste management and disposal. New York, Harwood Academic Publishers, 1980. 29. Bradshaw, R.L. & McClain, W.C., ed. Project salt vault: a demonstration o f the disposal ofhigh-activity solidified wastes in underground salt mines. Oak Ridge, TN, Oak Ridge National Laboratory, 1971 (document ORNL-4555). 30. Final environmental impact statement, waste isolation pilot plant. Washing­ ton, DC, US Department of Energy, 1980 (document DOE/EIS-0026). 31. Proceedings o f the 1980 National Waste Storage Program Information Meeting, Columbus, 9-11 December /9S0. Columbus, Office of Nuclear Waste Isolation, 1980 (document ONWI-212). 32. Kuehn, К. & Verkerk, В. Disposal in salt formations. In: Simon, R. & Orlowski, S., ed. Radioactive waste management and disposal. New York, Harwood Academic Publishers, 1980. , 33. Feates, F.S. et al. Disposal of high-level radioactive waste into crystal­ line rocks. In: Simon, R. & Orlowski, S., ed. Radioactive waste manage­ ment and disposal. New York, Harwood Academic Publishers, 1980. 34. Baetsle, L.H. & Mittempergher, M. Disposal in argillaceous forma­ tions. In: Simon, R. & Orlowski, S., ed. Radioactive waste management and disposal. New York, Harwood Academic Publishers, 1980. 35. Beale, H. et al. Conceptual design of repository facilities. In: Si­ mon, R. & Orlowski, S., ed. Radioactive waste management and dis­ posal. New York, Harwood Academic Publishers, 1980. 36. Regulationsfor the safe transport o f radioactive materials, revised edition. Vienna, IAEA, 1973 (Safety Series No. 6). 37. Anderson, D.R. Nuclear waste disposal in subseabed geologic formations: the seabed disposal program. Albuquerque, NM, Sandia Laboratories, 1979 (document SAND 78-2211). 38. The IAEA revised definition and recommendations o f 1978fo r the Lon­ don Dumping Convention. Vienna, IAEA, 1978 (document INFCIRC/ 205/Add. 1/Rev. 1). 39. Proposed rule making on the storage and disposal o f nuclear waste — statement o f the position o f the US Department o f Energy. Washington, DC, US Department of Energy, 1980 (document DOE/NE-0007). 40. Evaluation o f actinide partitioning and transmutation. Vienna, IAEA, 1982 (Technical Report Series No. 214). 41. Cohen, J .J . et al. In-situ incorporation of nuclear waste in deep molten silicate rock. Nuclear technology, 13: 76 (1972). 42. Development o f regulatory proceduresfor the disposal ofsolid radioactive waste in deep continental formations. Vienna, IAEA, 1980 (Safety Series No. 51). 43. Regulatory aspects o f underground disposal o f radioactive wastes. Vienna, IAEA, 1980 (document IAEA-TECDOC-230). Приложение 1 ГЛОССАРИЙ Некоторые термины и определения из глоссария по переработке и удалению радиоактивных отходов, Вена, МАГАТЭ, 1982 Acceptable limit - допустимый предел. Предел, приемлемый с точки зрения органа контроля. Actinide - актиниды. Элементы с атомным номером с 89 по 103 включительно. Все они радиоактивны. Annual dose limit - предел годовой дозы. Любой из пределов годовой эквивалентной дозы для отдельных лиц из числа населения или персонала, рекомендованный МКРЗ в рамках ее системы ограничения доз в Публикации МКРЗ № 26. Barrier (natural or engineered) - барьер (естественный или искусственный). Элемент системы захоронения, замедляющий или предотвращающий миграцию радионуклидов из отходов и/или хранилища в окружающую среду. Искусственный барьер - специально изготовленный или модифицированный элемент системы - может быть составной частью упаковки отходов и/или частью хранилища. См. многобарьерный. Becguerel (Bq) -беккерель (Бк) . Единица радиоактивности в системе СИ, эквивалентна одному акту распада в секунду. Bedded salt - пласты каменной соли. Месторождения соли, в которых она залегает почти горизонтально на обширной площади, причем слой относительно тонок в вертикальном направлении (приблизительно 200 м). Bioaccumulation - биологическая аккумуляция. Накопление химического элемента или соединения в живых организмах. 74 Borosllicate glass -боросиликатное стекло. 1. Переохлажденная жидкость на основе неупорядоченной решетки тетраэдров оксида кремния с включением катионов бора и других катионов. 2. Стеклянная масса, используемая как матрица иммобилизации для радиоактивных отходов. Calciner - кальцинатор. Высокотемпературная установка для превращения растворов отходов в твердую смесь окислов (кальцинов). Сап - оболочка. Герметизированный контейнер для ядерного топлива или других веществ, защищающий от химически активной среды и предназначенный для удержания радиоактивных веществ, образованных во время облучения. Может также использоваться как несущая конструкция. См. также “плакировка". Canister - контейнер. Емкость (обычно цилиндрической формы) для твердых радиоактивных отходов. Контейнер позволяет физическим путем удерживать радиоактивность; экранирование обеспечивается стенками контейнера, но может потребоваться дополнительное экранирование. Cladding (material) - плакировка (материал). Внешний слой материала, непосредственно окружающего ядерное топливо, или материал, защищающий от химически активной среды и обеспечивающий удержание радиоактивных веществ, образующихся при облучении содержимого. Также может быть несущей конструкцией. См. "оболочка". Collective dose equivalent - коллективная эквивалентная доза. Коллективная эквивалентная доза для населения, выражается в человеко-зивертах (чел.-Зв) и представляет собой сумму произведений индивидуальных (или per caput) эквивалентных доз на число лиц в каждой облученной группе населения. Collective dose equivalent commitment (or collective effective dose equivalent commitment) - ожидаемая коллективная эквивалентная доза (или ожидаемая эффективная коллективная эквивалентная доза. Ожидаемая эквивалентная доза, умноженная на число лиц в определенной группе населения. Обычно выражается в человеко-зивертах (чел.- Зв). 75 Compartment - подсистема (окружающей среды). Любая часть окружающей среды, которую удобно рассматривать как одно целое. (Используется в моделировании окружающей среды.) Concept, waste management - концепция обработки и удаления отходов. Основная идея, на базе которой может быть разработана практика обработки и удаления отходов. Примером концепции обработки отходов может служить иммобилизация жидких высокорадиоактивных отходов. Conditioning of waste - обработка отходов. Операции, которые превращают отходы в форму, удобную для транспортировки и/или хранения и/или захоронения. Эти операции могут включать превращение отходов в другую форму, упаковку отходов в контейнеры и заключение в дополнительную оболочку. Confinement (or isolation) of waste - удержание (или изоляция) отходов. Изъятие радионуклидов из среды обитания человека и ограничение их проникновения в окружающую среду в неприемлемых количествах или концентрациях. Containment - удержание. Способ хранения радиоактивных веществ, эффективно предохраняющий от их рассеивания в окружающей среде или обеспечивающий их утечку лишь в приемлемой степени. Contamination, radioactive - радиоактивное загрязнение. Присутствие радиоактивного вещества там, где это нежелательно. Cost-benefit analysis - анализ соотношения затрат и выгод. Систематическое изучение позитивных последствий (выгод) и негативных последствий (затрат) предпринимаемых действий. Например, такой анализ может быть использован при исследованиях оптимизации в практике радиационной защиты. Critical group - критическая группа. Для данного облучения - группа людей, облучение которых можно считать достаточно однородным и типичным для лиц, получивших высшую дозу. 76 Deep-well injection - закачка в глубокие скважины. Сброс жидких отходов через глубокие скважины в проницаемые, но замкнутые геологические формации глубоко под землей; способ удаления отходов из среды обитания человека. Detriment - ущерб. Математическая вероятность вреда, причиненного населению облучением, учитывающая не только вероятность каждого вида вредных последствий, но и серьезность каждого последствия. Ущерб в целом включает также вредные последствия, не относящиеся к здоровью людей, например, необходимость ограничивать использование некоторых территорий или продуктов. Если допустить существование линейной зависимости доза-эффект, то ущерб в отношении здоровья людей может быть непосредственно соотнесен с ожидаемой коллективной эквивалентной дозой. Dispersion - рассеивание. Суммарный эффект тех процессов переноса, диффузии и перемешивания, которые приводят к распределению веществ из отходов и стоков в возрастающем объеме воды или воздуха. Конечным результатом является разбавление этих веществ. Disposal - захоронение. Размещение отходов в хранилище или в определенное место без намерения использовать их в последующем. Захоронение также включает прямой сброс газообразных и жидких отходов в окружающую среду. См. хранение. Dose - доза. Общий термин, обозначающий количество радиации или энергии излучения, поглощенное средой. Доза должна определяться как поглощенная доза, эквивалентная доза, эффективная эквивалентная доза, эффективная ожидаемая эквивалентная доза, ожидаемая доза или коллективная доза. Непосредственно понятие "доза" может употребляться, если не важно, говорится ли о поглощенной дозе или об эквивалентной дозе. Dose commitment - ожидаемая доза. См. ожидаемая эквивалентная доза. 77 Dose equivalent - эквивалентная доза. Величина, равная произведению поглощенной дозы на средний коэффициент качества излучения и все другие поправочные коэффициенты, вводимые для оценки последствий облучения с целью учета различных характеристик облучения. Единица эквивалентной дозы в системе СИ называется зивертом (Зв) . Dose equivalent commitment (or effective dose equivalent commitment) - ожидаемая эквивалентная доза (или эффективная ожидаемая эквивалентная доза). В конкретных операциях, мероприятиях или решениях - интеграл на бесконечном интервале времени от мощности эквивалентной дозы на душу определенного контингента населения. Численность облученного населения не обязательно постоянна. Обычно выражается в зивертах (Зв). Emplacement - размещение. Помещение отходов в определенное место для хранения или захоронения. Food-chain - пищевая цепь. Образное выражение для обозначения последовательной зависимости в пище одних организмов от других, начиная от растений или организмов, питающихся остатками других организмов, и кончая крупными плотоядными животными. Сплетение или последовательность пищевых цепей составляет мозаику пищевых связей в природе. High-level waste - высокорадиоактивные отходы. 1. Очень радиоактивная жидкость, содержащая в основном продукты деления, а также некоторые актиниды, отделяется во время химической переработки облученного топлива (водные отходы первого цикла экстракции растворителем и другие связанные с ним жидкие отходы). 2. Отработанное ядерное топливо, если его рассматривают как отходы. 3. Любые другие отходы, если уровень их радиоактивности сравним с уровнями радиоактивности отходов, указанных в пунктах 1 и 2. (Заметим, что эти определения не соответствуют понятию "высокорадио­ активные отходы, непригодные для,сброса в океан", так как оно употребляется в Лондонской конвенции.) Host rock - порода (или среда). Геологическая формация, в которой находится хранилище. 78 Immobilization of waste - иммобилизация отходов. Превращение отходов в твердую форму, что уменьшает возможность миграции или рассеивания радионуклидов' с помощью естественных процессов во время хранения, транспортировки и захоронения. Ingest - попадание в организм через пищеварительный тракт. Irradiated fuel - облученное топливо. Ядерное топливо, которое было подвергнуто облучению в ядерном реакторе. Облученное топливо содержит значительное количество радиоактивных продуктов деления. Также называется отработанным топливом. Isolation of waste - изоляция отходов. См. удержание отходов. Justification, radiological - оправданность, радиологическая. Основание, позволяющее считать, что конкретные решения, способы действий или операции, могущие вызвать облучение людей, дают суммарный благоприятный результат. Model - модель. В прикладной математике аналитическое или математическое представление или формализация реальной системы и путей развития явлений внутри этой системы. Отдельные модели или модели подсистем могут при объединении образовывать модели системы. Multibarrier - многобарьерная система. Система с использованием одного или более независимых друг от друга элементов, изолирующих отходы от среды обитания человека. Ими могут быть фазовое состояние отходов, контейнер, другие искусственные барьеры, среда размещения и ее окружение. См. барьер. Optimization - оптимизация. В том смысле, в котором этот термин употребляется в практике радиационной защиты, уменьшение путем использования защитных мер ожидаемого ущерба от радиоактивного облучения населения до минимального реально достижимого (с учетом экономических и социальных факторов) уровня. Overpack - дополнительная защитная оболочка. Вторая (или дополнительная) наружная защита уже заключенных в контейнеры радиоактивных отходов. 79 Plasticity - пластичность. Свойство материала, например каменной соли, позволяющее ему подвергаться непрерывной деформации без значительного изменения объема или упругой обратимой деформации и без появления дефектов. Proliferation, nuclear - распространение, ядерное. Широко используемый термин, означающий приобретение ядерного оружия или средств осуществления ядерных взрывов страной или группой стран. Repository - хранилище. Специальное подземное помещение, в котором могут быть размещены отходы или захоронения. Repository system - система хранилища. Хранилище и все относящиеся к нему вспомогательные устройства и службы. Risk - риск. Мера вредных воздействий, которые могут быть следствием использования техники, по традиции определяемая как равная произведению вероятности приводящего к вредным воздействиям события на вероятность нанесения ущерба. Salt dome - соляной купол. Месторождение соли куполообразной формы, возникающее в результате движения соляных масс вверх в основном за счет диапиризма. Sievert (Sv) - зиверт (Зв). Единица эквивалентной дозы в системе СИ. Spent fuel - отработанное топливо. Твэлы ядерного реактора, которые были облучены в реакторе и использованы до такой степени, что их дальнейшее использование неэффективно. Stochastic event - стохастическое событие. Случайное событие, которое может быть предсказано только по вероятности его возникновения. Storage - хранение. Размещение отходов в подходящих условиях с намерением использовать их в последующем. Transmutation - ядерные превращения. Превращение одного элемента в другой естественным или искусственным путем 80 а) в результате бомбардировки ионизирующим излучением или ядерными частицами или б) при радиоактивном распаде, если исходный элемент радиоактивен. Transuranium nuclide - трансурановый нуклид. Нуклид,имеюций атомный номер больше, чем у урана (то есть более 92). Vitrification - остекловывание. Любой процесс превращения веществ в стекло или стеклообразную форму. Waste management - переработка и удаление отходов. Вся деятельность, административная и эксплуатационная, сопряженная с выгрузкой, переработкой, переводом в более удобную форму, транспортировкой, хранением и захоронением отходов. 81 Приложение 2 ЧЛЕНЫ ПОДГРУПП Подгруппа 1 (по технологии) Д-р Baetsl£ Д-р Clelland Г-н Irish Д-Р KryS (руководитель) Д-р Morris Д-р Oglaza Г-н Rajan (составитель отчета) Д-р Waite Подгруппа 2 (по окружающей среде) Г-н Neill Г-н Norrby Д-р Orlowski -р Bouville (составитель отчета) -р Bowen -н Hamstra -р Haug -р Iverson -р Niederer одгруппа 3 (по вопросам здравоохранения) -р Борисов -р Cohen -р Dutailly -р Goldin ’ д-р N<*not -р JohnSon (составитель отчета) г-н Webb -р Klener Д-р Parker (руководитель) Г — w Р я я ТгТг п Т а-н Paakkola Г-н Sinnaeve Д-р Комаров Д-р Lafontaine (руководитель) Д-р Malaro Кёпо* 82 Приложение 3 УЧАСТНИКИ Временные консультанты Д-р L.H. Baetsl£, руководитель, химический отдел, Центр по исследованиям в области ядерной энергетики; Моль, Бельгия Д-р Б.К. Борисов, старший научный сотрудник, Институт биофизики Минздрава СССР; Москва, СССР Д-р A.Bouville, отдел радиационной защиты, Центр ядерных исследований, Комиссия по атомной энергии, Фонтене- о-Роз, Франция Д-р V.T. Bowen, старший научный сотрудник, химический отдел, Вудсхоулский океанографический институт, Вудс-Хол, штат Мэриленд, США Д-р D.W. Clelland, руководитель, отделение по технической политике, исследованиям и разработкам, отдел переработки; Бритиш ньюклеар фьюэлз лтд; Риели, Уоррингтон, Великобритания Д-р J.J. Cohen, специалист по окружающей среде, Ливерморская лаборатория им. Лоуренса; Ливермор, штат Калифорния, США Д-р A.S. Goldin, специалист по окружающей среде (радиация), бюро радиационных программ, Агентство по охране окружающей среды, Вашингтон, округ Колумбия, США Г-н J. Hamstra, руководитель, отдел технического обслуживания, Научно-исследовательский центр, Фонд исследований в области энергетики, Петтен, Нидерланды 83 Д-р И.О. Haug, Центр ядерных исследований, Карлсруэ, Федеративная Республика Германии Д-р S.L. Iverson, руководитель, секция экологических исследований, Организация по ядерным исследованиям Вайтшел, "Атомик энерджи оф Канада лтд"; Пинава, провинция Манитоба, Канада Д-р J.R. Johnson, руководитель, секция биомедицинских исследований, отдел исследований в области здравоохранения, Ядерные лаборатории Чок Ривер; "Атомик энерджи оф Канада лтд", Чок Ривер, провинция Онтарио, Канада Г-н A.W. Kenny, инспектор по вопросам радиохимии, Управление по окружающей среде, Лондон, Великобритания (составитель отчета) Д-р V. Klener, руководитель, Центр по радиационной гигиене, Институт гигиены и эпидемиологии, Прага, Чехословакия Д-р М. KirS, руководитель, отделение радиохимической технологии, Институт ядерных исследований, Рец, Чехословация (заместитель председателя) Д-р A. Lafontaine, профессор и директор, Институт гигиены и эпидемиологии, Брюссель, Бельгия (заместитель председателя) Д-р J.C. Malaro, руководитель, секции лицензирования, отдел обработки и удаления отходов, Комиссия по ядерному регулированию, Вашингтон, округ Колумбия, США Д-р J.B. Morris, руководитель секции, опытный завод по остекловыванию, отделение химической технологии, Управление исследований по атомной энергии, Харуэлл, Великобритания Д-р J.-C. N^not, руководитель, отдел защиты, служба охраны здоровья, Институт ядерной безопасности и радиационной защиты, Центр ядерных исследований, Комиссия по атомной энергии, Фонтене-о-Роз, Франция Д-р U. Niederer, руководитель, отдел по обработке и удалению отходов, секция радиационной защиты, отдел ядерной безопасности, Федеральное бюро энергетики, Вюренлинген, Швейцария Г-н R.H. Neill, директор, группа по оценке состояния окружающей среды, отдел улучшения окружающей среды, департамент здравоохранения и окружающей среды штата Нью-Мексико, Санта-Фе, штат Нью-Мексико, США Г-н S. Norrby, специалист по радиационной защите, Национальный институт радиационной защиты, Стокгольм, Швеция Д-р J. Oglaza, отдел по захоронению радиоактивных отходов, Институт ядерных исследований, Свьерк, Польша Д-р F.L. Parker, профессор, специалист по инженерным средствам охраны окружающей среды и водных ресурсов, Университет Вандербильта, Нашвилл, штат Теннесси, США (заместитель председателя) Г-н О. Paakkola, руководитель, группа по охране окружающей среды, отдел научных исследований, Институт радиационной защиты, Хельсинки, Финляндия Г-н N.S. Rajan, руководитель, секция обработки и удаления высокорадиоактивных отходов, Центр атомных исследований им. Бхабха, Бомбей, Индия Д-Р J. Schwibach, руководитель, отдел медико-санитарных аспектов использования ядерных установок, Институт радиационной защиты, Федеральное министерство здравоохранения, Нойерберг, Федеративная Республика Германии (председатель) Д-р D.A. Waite, руководитель проекта по подготовке кадров, бюро удаления ядерных отходов, Мемориальный институт Баттеля, Колумбус, штат Огайо, США Г-н G.A.M. Webb, помощник директора, отдел ядерных оценок, Национальное управление по радиологической защите, Харуэлл, Великобритания 85 Представители других организаций Комиссия европейских сообществ Д-р L. Dutailly, директорат здравоохранения и безопасности, Генеральный директорат по вопросам занятости и социальным вопросам, Плато-дю-Киршберг, Люксембург Д-р S. Orlowski, руководитель, отделение топливных циклов, Генеральный директорат исследований, науки и образования, Брюссель, Бельгия Г-н J. Sinnaeve, научный сотрудник, Генеральный директорат исследований, науки и образования, Брюссель, Бельгия Международное агентство по атомной энергии Г-н E.R. Irish, старший сотрудник, секция обработки и удаления отходов, Отдел ядерных топливных циклов, Вена, Австрия Международная комиссия по радиологической защите Д-р J.C.^not Международная ассоциация по радиационной защите Д-р V. Klener Научный комитет ООН по действию атомной радиации Д-р G.A.M. Webb Всемирная организация здравоохранения Штаб-квартира Д-р Е.и. Комаров, научный сотрудник в области вредных факторов окружающей среды и защиты продовольствия, Отдел гигиены окружающей среды 86 Европейское региональное бюро Д-р M.J. Suess, региональный специалист в области вредных факторов окружающей среды (ученый секретарь) Безопасное захоронение высокорадиоактивных отходов привлекает пристальное внимание как государственных органов, так и населения. В настоящей книге представлена значительная часть необходимой информации об этом жизненно важном аспекте ядерной энергетики. Она будет особенно интересна тем странам, которые сейчас.развивают ядерную технологию и промышленность. Книга, в частности, необходима лицам, ответственным за принятие решений в области здравоохранения и охраны окружающей среды, поскольку они сами должны быть хорошо информированы о последствиях развития ядерной энергетики и обеспечивать осведомленность населения об этих последствиях. Считается, что технология, необходимая для безопасного захоронения радиоактивных отходов, уже существует. Несмотря на то, что ни один из вариантов захоронения на практике еще не применялся и не апробирован, консервативные технические приемы и использование многобарьерных систем (комбинаций искусственных и природных барьеров между отходами и окружающей средой) вполне могут восполнить нехватку знаний и неопределенность при прогнозировании того, каким в действительности должно быть хранилище высокорадиоактивных отходов. Рассмотренные способы захоронения основаны на принципе, согласно которому все дозы облучения должны быть настолько низкими, насколько это достижимо с учетом экономических и социальных факторов, как в настоящее время, так и в будущем. Эти способы следует отбирать на основании влияния прогнозируемых доз облучения на отдельных лиц и группы населения, а также исходя из вероятности получения таких доз. Рекомендуется, чтобы национальные органы и международные организации уделяли первостепенное значение разработке таких стандартов приемлемости. 88

Региональные публикации ВОЗ Европейская серия № 13 ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА: ПЕРЕРАБОТКА И УДАЛЕНИЕ ВЫСОКОРАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ Отчет о совещании ВОЗ Брюгге, 2 - 6 июня 1980 г. ВСЕМИРНАЯ ОРГАНИЗАЦИЯ ЗДРАВООХРАНЕНИЯ Европейское региональное бюро Копенгаген 1986 ISBN 92 890 4104 8 ISSN 0258-4972 (печатная версия) СОДЕРЖАНИЕ С. Замечания по терминологии . .......................... vi В в е д е н и е ....................................... 1 1. Выводы и рекомендации .............................. 7 2. Высокорадиоактивные отходы ........................ 13 3. Цели охраны здоровья . ........................... 26 Разработки МКРЗ . . . .............. 26 Принцип оправданности . ........................... 30 Принцип оптимизации . ............................. 31 Пределы д о з ..........................................33 Применение разработок МКРЗ ....................... 35 4. Способы захоронения......................... 45 Захоронение в геологических формациях ............. 47 Захоронение в океане ............................. 56 Другие способы .................................... 60 Дальнейшее развитие ................................ 63 5. Обязанности международных организаций ............. 66 Список литературы ...................................... 71 Приложение 1. Глоссарий .............................. 74 Приложение 2. Состав подгрупп ....................... 82 Приложение 3. Участники ................................83 v ЗАМЕЧАНИЯ ПО ТЕРМИНОЛОГИИ Политика ВОЗ в отношении терминологии заключается в следовании официальным рекомендациям авторитетных международных организаций, и в настоящей публикации было сделано все для соблюдения указанного принципа. Почти все международные научные органы в настоящее время рекомендуют использовать единицы измерения системы СИ (Syst£me international d'Unites), разработанную Генеральной конференцией мер и весова ; использование этих единиц было одобрено Тридцатой сессией Всемирной ассамблеи здравоохранения в 1977 г. В следующей таблице приведены две единицы системы СИ, часто используемые в этом отчете, и их обозначения, а также соответствующие единицы в другой системе и коэффициенты пересчета. Единицы системы СИ и их обозначения Старые единицы Коэффициент пересчета беккерель, Bq(BK) кюри, СЦКи) 1Ci = 3,7 х 1010Bq (37 GBq) зиверт, Sv (3b ) рем 1 рем 0,01 Sy а Авторитетные сведения о системе СИ содержатся в книге "Единицы СИ в медицине", выпущенной Всемирной организацией здравоохранения. Эту книгу можно приобрести в магазинах, торгующих книгами, или непосредственно в отделе распределения и сбыта ВОЗ, обратившись по адресу: Distribution and Sales, World Health Organization, 1211 Geneva 27, Switzerland. ВВЕДЕНИЕ Европейское региональное бюро ВОЗ при поддержке правительства Бельгии провело 2-6 июня 1980 г. совещание Рабочей группы по медико-санитарным аспектам захоронения высокорадиоактивных отходов. Это было третье совещание из серии проводимых в Бельгии встреч по медико-санитарным аспектам ядерной энергетики. Отчет о первом совещании, посвященном общему обзору проблемы, был опубликован в 1978 г. (1). Второе и третье совещания были посвящены конкретным аспектам ядерной энергетики, затрагивающим вопросы здравоохранения. Отчет о втором совещании, посвященном трансурановым элементам, опубликован в 1982 г. (2). Цель указанных совещаний состояла в том, чтобы удовлетворить потребность органов здравоохранения й охраны окружающей среды европейских стран в необходимой как им самим, так и населению информации о последствиях для здоровья людей новых разработок в области мирного использования ядерной энергии. Несмотря на резкое возрастание начиная с 1974 г. цен на нефть, развитие ядерной энергетики в последнее десятилетие замедлилось. Тем не менее европейские страны удовлетворяют все возрастающую долю своих потребностей в электроэнергии за счет атомных электростанций (АЭС) и эта тенденция, по-видимому, сохранится (3). В связи с этой тенденцией возникает естественное и возрастающее беспокойство по поводу возможного облучения производственного персонала и населения высокорадиоактивными отходами, а также по поводу последствий для окружающей среды, .связанных со способами обращения с ними, их обработки, транспортировки, хранения и захоронения. В отчете о первом совещании описаны отдельные операции ядерного топливного цикла и дозы облучения, которые могут быть получены во время этих операций как персоналом, так и населением. В нем также обсуждаются возможные аварии и их предсказываемые радиационные воздействия, а также последствия, связанные с распространением ядерного оружия, подрывной деятельностью и терроризмом. Кроме того, в отчете приводится дискуссия о выражении в количественной форме последствий облучения для здоровья человека на основе выводов Международной комиссии по радиологической защите, Научного комитета ООН по действию атомной радиации (ЮНСЕАР) и Комитета по биологическим воздействиям проникающей радиации Национальной академии наук США (КБВПР). 1 В данном отчете приняты во внимание события, недавно произошедшие в рассматриваемой области, которые хотя и не влияют ощутимо на основные выводы, связанные с медико- санитарными и другими аспектами ядерной энергетики, но изменяют их акцент и значимость. В этом отношении особую ценность представляют публикации МКРЗ (4,5) и КБВПР (б). Другим большим событием, имевшим место после первого совещания, стала публикация Краткого изложения и обзора по Международной оценке ядерного топливного цикла (МОЯТЦ) (7). На заключительной пленарной конференции по данной проблеме в 1980 г. в Вене были сделаны выводы о том, что ожидается увеличение производства ядерной энергии, что удовлетворять специфические потребности развивающихся стран возможно и необходимо и что одновременно возможно и необходимо принять эффективные меры для уменьшения опасности распространения ядерного оружия, не причиняя при этом ущерба развитию ядерной энергетики. Несколько международных организаций полностью или частично занимаются вопросами воздействия на здоровье людей радиоактивных веществ и их захоронения. К вопросам, затронутым в этом отчете, наиболее близкое отношение имеют МКРЗ и ЮНСЕАР, работа которых чрезвычайно важна для оценки опасностей, связанных с радиацией; Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ), которое собирает и распространяет информацию, поддерживает координированные научно-исследовательские программы, а также разрабатывает и формулирует основные рекомендации и нормативы в этой области, и Комиссия европейсикх сообществ, которая организует и поддерживает исследования по захоронению высокорадиоактивных отходов. Сейчас по этим вопросам имеется обширная техническая литература. В странах, активно осуществляющих программы по ядерной энергетике, имеется достаточное числр специалистов, которые компетентны во всех этих исследованиях и могут вносить в них реальный вклад, согласующийся с основными выводами международных организаций и расширяющий их. Другие страны могут не иметь специалистов, подробно знакомых с указанными исследованиями и глубоко знающих соответствующую литературу. В любом случае информация в данной области, по-видимому, доступна только узкому кругу специалистов, связанных с ядерной энергетикой. Потребность в объективном обзоре, не 2 зависящем от ядерно-энергетической промышленности, в котором вся литература была бы проанализирована, обобщена и изложена ясным языком, существует во всех странах. Настоящий отчет представляет собой попытку удовлетворить эту потребность. Водные радиоактивные отходы, состоящие в основном из продуктов деления, а также из некоторых актинидов, которые выделяются при первом цикле переработки облученного топлива - экстракций растворителем, всегда классифицируются как высокорадиоактивные отходы. К этой же категории в некоторых странах относят и любые другие отходы с уровнями радиоактивности достаточно высокими, чтобы генерировать значительные количества тепла при распаде. В ряде стран, где переработка топлива не предусматривается, отработанное топливо из реактора также классифицируется как отходы, несмотря на то, что оно содержит делящиеся вещества, которые могут быть извлечены и использованы. • В этом случае отработанное топливо также является высокорадиоактивными отходами. В этом отчете рассматривается захоронение как водных отходов, образующихся на первом этапе переработки (экстракция), так и отработанного топлива. Другие виды высокорадиоактивных отходов слишком неточно определены для детального рассмотрения, но предполагается, что к их захоронению будет применим тот же общий подход. Любая система обработки и удаления высокорадиоактивных отходов должна обеспечивать условия хранения для выдержки топлива, т.е. его охлаждения и уменьшения радиоактивности, а также для перегрузки топлива при случайных остановках реактора. Последней операцией в такой системе должно быть долгосрочное хранение или захоронение отходов. В принципе имеется четкое различие между хранением и захоронением: захоронение означает, что никаких дальнейших действий (за исключением мониторинга окружающей среды или запрета на использование в будущем территории, на которой произведено захоронение) не предусматривается, в то время как хранение предполагает намерение предпринимать в будущем дальнейшие действия для возвращения, обработки, исследования или захоронения отходов. Хотя на практике разница может быть не столь ясной, данное различие следует в принципе иметь в виду. 3 Как и для большинства проблем здравоохранения, точная оценка медико-санитарных аспектов захоронения высокорадиоактивных отходов невозможна во многом по тем же причинам, по которым невозможна экстраполяция воздейстшя острого облучения на хроническое и эффектов высоких доз на низкие. С риском подвергнуться облучению приходится мириться потому, что его соотносят с риском для здоровья, который может возникнуть в случае отсутствия развития ядерной энергетики, причем оценка обоих видов риска характеризуется значительной неточностью. Конечно, этим все не исчерпывается, так как при любой попытке оценить желательность развития ядерной энергетики необходимо учитывать и другие факторы, такие, как социальные и экономические последствия; однако эти аспекты развития ядерной энергетики выходят за рамки настоящего отчета. Таким образом, в отчете сделана попытка описать способы оценки риска для здоровья. Однако в нем не ставилась задача оценить или полно описать другие факторы, которые надо принимать во внимание для оправдания развития ядерной энергетики. К этим факторам относится осознание или восприятие риска населением, не совпадающее с технической оценкой риска. Возможно, этот отчет поможет увязать между собой эти факторы, хотя он эту цель и не преследует. Тесная взаимосвязь технических и политических аргументов в этой области требует осторожного употребления слов и ясного понимания пределов аргументации. В этом отчете основные рекомендации МКРЗ, базирующиеся на ограниченном числе соответствующих данных (хотя и более обширных, чем для многих, если не для большинства, нерадиоактивных токсичных веществ) и экстраполяции, модифицированы и переформулированы в терминах ожидаемого риска для отдельных лиц и коллективного риска для населения. Эти оценки, в которых используются прогнозы факторов, связанных с окружающей средой, и социальных факторов на далекое будущее, вносят новые неопределенности. Поэтому окончательные выводы неизбежно выражены в форме вероятности или риска воздействия на здоровье или нанесения ущерба. Не может быть никакой уверенности в полной безопасности, возможна только оценка вероятности (сколько бы малой она ни была), что воздействие произойдет. 4 Для проведения оценок существует стандартный научный подход. В одних случаях вероятность можно довольно точно рассчитать (например, вероятность получить травму в результате дорожно-транспортного происшествия), тогда как в других случаях оценка носит более умозрительный характер (можно сослаться на вероятность получить травму в результате использования других источников энергии). В сущности, подход к оценке риска в этом отчете не отличается от подхода к оценке риска в других областях государственного управления и общественного здравоохранения, хотя, возможно, это сходство не всегда явно выражено. Слова "озабоченнсть", "опасность", "вероятность" и "риск" имеют эмоциональную окраску. В этом отчете "озабоченность" означает "внимание", "интерес" и не употребляется во второстепенных и обычных значениях "беспокойство", "обеспокоенное внимание". Захоронение радиоактивных отходов, таким образом, - предмет внимания, а не беспокойства. "Опасность" - это возможное вредное воздействие, это слово здесь не означает "угроза"; на самом деле вредные последствия могут быть весьма незначительными. "Вероятность" употребляется в математическом смысле слова, то есть как измеримое количество правдоподобия. Это не означает, что можно рассчитывать на то, что событие произойдет, как при обычном употреблении слова "вероятный". В действительности; событие, вероятность которого составляет, скажем, один на миллион, имеет только возможность произойти. "Риск" - также измеримое понятие: это произведение вероятности того, что событие произойдет, на вероятность нанесения ущерба в результате этого события. Здесь это слово не означает опасности или угрозы. Требование правильно использовать и понимать эти слова - не простой педантизм. Эта проблема имеет важный политический подтекст, так как обычно в политических дебатах неточные утверждения оппонентов влекут их неправильную интерпретацию. При окончательном принятии решения, когда взвешиваются технические, социальные, политические и другие факторы со всеми их неопределенностями, важно, чтобы не было никакой двусмысленности в технической оценке. Вывод, сделанный при расследовании аварии на АЭС "Три-майл-айленд" (8), согласно которому неоправданный страх, вызванный путаницей, причинил больше вреда, чем 5 излучение, - полезное напоминание важности правильного употребления слов и ясного понимания последствий тех или иных событий для здоровья. Чтобы избежать любых недоразумений, мы следовали определениям МАГАТЭ (9) (см. приложение 1). В данном отчете методы, предложенные для захоронения высокорадиоактивных отходов, описаны кратко, основное внимание уделено тем из них, которые кажутся более перспективными и разрабатываются в настоящее время более активно. Объясняется способ оценки их соответствия рекомендациям МКРЗ, модифицированным в данном отчете. В настоящее время наиболее перспективным методом представляется захоронение в геологических формациях, однако захоронение ниже уровня морского дна и, возможно, на дне океана на больших глубинах также заслуживает дальнейших исследований. Для выяснения ряда вопросов Рабочая группа рассмотрела 16 докладов, предварительно подготовленных ее членами, и несколько более коротких докладов, составленных во время совещания. Обсуждения проходили на пленарном заседании в трех подгруппах, образованных для рассмотрения различных аспектов проблемы. Председателем был избран д-р J.Schwibach, заместителями председателя - д-р A.Lafontaine, д-р М.Кугё и д-р F.L.Parker, составителем отчета - г-н A.W.Kenny. Ученым секретарем был д-р M.J.Suess. б 1ВЫВОДЫ И РЕКОМЕНДАЦИИ Выбор способа захоронения высокорадиоактивных отходов является составной частью всей системы обработки и удаления этих отходов, включающей их безопасную транспортировку, хранение и захоронение, а также предотвращение загрязнения окружающей человека среды неприемлемым количеством или концентрацией радионуклидов. Эти способы основываются на фундаментальных принципах, рекомендованных МКРЗ (4), согласно которым все дозы излучения должны быть сведены до минимально возможного (с учетом экономических и социальных факторов) уровня и не должны превышать соответствующих установленных пределов ни в настоящее время, ни в будущем. Это означает, что дозы для будущих поколений не должны превышать ныне допустимые. Разработанные МКРЗ пределы доз означают принятие низкого уровня риска для здоровья, не превышающего допустимого уровня, то есть уровня, приемлемого при других видах выгодной, но опасной деятельности. Методы захоронения радиоактивных отходов не приводят к изоляции навсегда радионуклидов и в этом нет необходимости. Потенциальный риск облучения людей и соответственно, возможный суммарный риск могут быть определены при помощи соответствующих моделей. При этом риск, соответствующий пределам доз, разработанным МКРЗ, становится стандартом, с которым сравнивают этот возможный суммарный риск. Безопасным методам обращения с радиоактивными отходами и их захоронения всегда уделялось больше внимания, чем практически всем другим видам токсичных отходов. Некоторая часть населения сомневается в том, что человечество способно решить данную проблему, и, возможно, неверно воспринимает усилия, направленные на обеспечение безопасности, как повод для беспокойства. Однако большинство компетентных в данной области исследователей уверены, что технические возможности, необходимые для 7 безопасного захоронения радиоактивных отходов, уже существуют. Остается лишь решить, какой из известных подходов выбрать и в каком случае применять каждый из них. Укажем на две особенности радиоактивности, которые способствуют организации безопасной обработки, хранения и захоронения радиоактивных отходов. Во-первых, за счет распада радионуклидов их опасность для окружающих и выделение ими тепла значительно снижаются со временем; во-вторых, простота адекватного мониторинга, обнаружения и измерений позволяет принять меры в случае обнаружения отклонений еще до развития неприемлемой ситуации. Это имеет важное значение для развития концепции захоронения высокорадиоактивных отходов, согласно которой отходы удаляют без намерения воспользоваться ими или изымать их для каких-либо целей, отличных от обычного непродолжительного обследования. Хранилище не обязательно оставлять без внимания и оно может быть объектом административного контроля со стороны государственных органов после захоронения в нем отходов. С другой стороны, хранение отходов, которое обычно является частью общей системы обращения с ними, подразумевает возможность их изъятия и использования для каких-либо целей. Методы обращения с высокорадиоактивными отходами и их временного хранения уже используются и хорошо опробованы. Методы же захоронения отходов еще не выбраны, однако широкие исследования в данной области проводятся во многих странах. Они направлены на решение необходимых технических задач; достигнутые результаты могут быть использованы, когда придет время принимать решения. К техническим проблемам относится обеспечение достаточной изоляции отходов от окружения на требуемый период, так чтобы в этот период риск для здоровья не превышал допустимого значения. Среди возможных способов захоронения высокорадиоактивных отходов наибольшее внимание привлекает размещение их в остеклованном виде в подходящих геологических формациях. Размещение отходов должно производиться в соответствующим образом оборудованных помещениях, чтобы избежать местного перегрева. Другой способ - многобарьерный - представляет собой захоронение в геологических формациях иммобилизованных отходов в контейнерах с добавлением или 8 без добавления дополнительных поглотителей. Этот способ обещает надежное обеспечение длительного удаления отходов из среды обитания человека. Оба способа захоронения отходов, вероятно, потребуют внесения поправок к Лондонской конвенции по предотвращению загрязнения моря сбросами отходов и других материалов и к Договору об Антарктике 1959 г. Признавая политические трудности, которые могут возникнуть при обсуждении поправок, мы считаем, что они не должны мешать должной технической оценке вариантов обработки и удаления отходов и (если бы оценка подтвердила их осуществимость) разработке этих вариантов. Международные организации и соглашения не должны ограничивать выбор способов захоронения отходов. Были предложены два способа полного избавления от отходов или,по крайней мере, от актинидов; однако они представляются неперспективными. Поведение отходов в хранилище определяется не каким- либо одним элементом системы захоронения. Необходимо анализировать способ изготовления контейнеров, поглотители, замедлители миграции, а также геологические и другие барьеры в среде захоронения отходов. Всю эту систему следует оценивать с учетом других систем и санитарных норм. Приемлемой системой захоронения отходов считается такая система, которая обеспечивает надежную изоляцию отходов от биосферы в течение долгого времени. Есть надежда, что консервативные технические методы наряду с использованием нескольких барьеров смогут компенсировать недостаточность сведений и фактор неопределенности при формулировании необходимых требований к хранилищам. В этом случае радиоактивные отходы могут быть изолированы таким образом, что недопустимая радиационная опасность для здоровья будет исключена в настоящее время и в будущем. При общей оценке рассматриваемой системы следует учитывать и способы транспортировки. По возможности желательно располагать оборудование по переработке топлива и обработке отходов, включая и хранилища, в одном месте. Это позволит свести к минимуму погрузочно-разгрузочные операции и транспортировку (что в принципе должно уменьшить дозы радиации для персонала и населения), а также обеспечить необходимые меры безопасности против действий злоумышленников. 9 Правильное обследование и выбор территории имеют первостепенное значение при установлении благоприятных геологических и гидрогеологических условий. Хранилища отходов могут не обеспечивать удаления отходов из биосферы навсегда, да этого и не требуется. Предполагается, что многочисленные искусственные и природные барьеры в хранилище ограничат утечку радионуклидов в среду обитания человека до приемлемых количеств и концентраций так, чтобы опасность для здоровья от захоронения высокорадиоактивных отходов была не выше допустимой. При выборе параметров для оценки способов захоронения высокорадиоактивных отходов желателен некоторый консерватизм, поскольку существует неопределенность в прогнозировании поведения биосферы и геосферы в ближайшем и отдаленном будущем. Динамика миграции в окружающей среде долгоживущих природных радионуклидов и стабильных элементов заслуживает внимательного изучения (в геосфере и в биосфере), поскольку она может служить аналогом поведения искусственных радионуклидов. В частности, необходимо тщательно определить физико-химические формы радионуклидов в соответствующих фазах окружающей среды. Во многих случаях нет адекватных аналитических методов, а доступные методы плохо применимы при тех малых концентрациях атомов, с которыми приходится иметь дело. Защита населения от воздействия проникающей радиации - главный медико-санитарный аспект захоронения высокорадио­ активных отходов. Приемлемость того или иного метода захоронения отходов рекомендуется определять на основе влияния ожидаемых доз на отдельных людей и группы населения, с учетом вероятности получения этих доз. При осуществлении расчетов ожидаемых доз необходимо будет учитывать неопределенность многих параметров, что приведет к получение не точного результата, а диапазона значений. Вероятность получения дозы будет определяться главным образом вероятностью возникновения исходной причины облучения. Выбор способов захоронения отходов должен представлять собой многоступенчатую процедуру, включающую следующие этапы: 1. Применение адекватных прогностических моделей для оценки возможных в будущем индивидуальных доз в критических группах и коллективной дозы для населения. Эти модели должны включать оценки вероятности получения этих доз. 10 2. Вероятность (риск) последствий для здоровья этих доз и вероятность появления последствий могут быть затем оценены при помощи соответствующих стандартов. 3. Если несколько вариантов захоронения отходов удовлетворяют стандарту, выбор должен основываться на сравнении ожидаемых коллективных доз, вычисленных с учетом их .прекращения после выбранного периода времени (например, 10 лет) в будущем и на вероятности их возникновения. 4. Выбранный способ должен снижать ожидаемую коллективную дозу до самого низкого реально достижимого (с учетом экономических и социальных факторов) уровня. Принимая во внимание важность данного вопроса, национальные и международные организации должны обеспечивать приоритетность развития своих програм по разработке таких стандартов допустимости методов обращения с отходами. Прогнозируемые последствия для здоровья, связанные с захоронением высокорадиоактивных отходов, необходимо сравнивать с аналогичными прогнозируемыми последствиями для здоровья, возникающими в результате других видов деятельности, таких,как альтернативные методы выработки энергии, использование и захоронение других токсичных веществ, или с дозами облучения природного происхождения. Принципы выдачи разрешений, эксплуатации и окончательного закрытия хранилищ разрабатываются параллельно с развитием методов захоронения отходов. Документация, касающаяся мест захоронения, должна храниться в соответствующих государственных учреждениях и содержать всю информацию, которая может понадобиться в будущем. Правительства и международные организации должны способствовать обмену информацией, причем международные организации должны составить международный реестр хранилищ высокорадиоактивных отходов. Захоронение высокорадиоактивных отходов в международных водах, территориях и космосе должно осуществляться в рамках международных соглашений и быть объектом контроля со стороны заинтересованных международных организаций и государственных органов. Следует поощрять деятельность национальных и международных организаций, направленную на поддержку и координацию научно-исследовательских работ в целях уточнения параметров, необходимых для оценки воздействия на здоровье всех источников энергии с тем, чтобы можно было адекватно сравнивать различные способы получения энергии. По просьбе правительств отдельных государств международные организации должны обеспечивать осуществление консультативной помощи и экспертиз при разработке и внедрении национальных программ захоронения отходов. 12 2ВЫСОКОРАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ В ядерных реакторах энергия выделяется благодаря расщеплению ядерного топлива, то есть делению атомов топлива на два или большее число более легких атомов. Топливо (в качестве которого используют обычный обогащенный уран либо смесь урана и плутония, в чистом виде или в виде окислов) помещают в реактор в металлических оболочках или плакировке. В реакторе одна часть топлива (уран и плутоний) расщепляется, образуя продукты деления, другая превращается в более тяжелые (трансурановые) элементы при поглощении нейтронов, третья остается в неизменном виде. Хотя оболочки обычно изготовляют из нержавеющей стали, сплавов циркония или сплавов магния (эти материалы выбраны из-за их низкой способности поглощать нейтроны), тем не . менее в интенсивном нейтронном поле реактора они становятся сильно радиоактивными вследствие образования продуктов активации, т.е. радионуклидов, возникающих из элементов, входящих в состав оболочки. В большинстве случаев эти продукты - радионуклиды - имеют короткий период полураспада по сравнению с другими продуктами деления и не вносят значительного вклада в активность тепловыделяющих элементов (твэлов, состоящих из ядерного топлива и оболочки) в течение длительного периода времени. Твэл обычно состоит из нескольких тонких топливных стержней, объединенных в одну конструкцию. Она может быть металлической и включать элементы, отделяющие топливные стержни друг от друга в реакторе. Внешняя поверхность стержней бывает профилированной для облегчения их обтекания теплоносителем и улучшения теплопередачи. Сборки вместе с дистанционирующими решетками являются дополнительным источником продуктов активации. Для любого типа реактора должен быть выбран способ утилизации отработанного топлива после его выгрузки из реактора. Простейшая возможность состоит в его хранении 13 либо в течение неограниченного времени, либо до достижения существенного охлаждения за счет распада. Хранение может осуществляться в установках с воздушным или водяным охлаждением. В первые несколько десятилетий такое охлаждение весьма существенно, поскольку облученные твэлы являются достаточно интенсивными источниками тепла, генерируемого радиоактивным распадом. Этот способ был опробован в Канаде и позднее в США во время моратория на переработку топлива, действовавшего до принятия решения о степени безопасности различных топливных циклов с точки зрения распространения ядерного топлива. Такой тип топливного цикла без переработки топлива назван циклом, предусматривающим промежуточное хранение облученного топлива. На первый взгляд может показаться, что при этом решается проблема распространения плутония, поскольку плутоний заключен в высокорадиоактивном облученном топливе и его выделение для военных целей потребовало бы весьма сложного оборудования, которое вряд ли легко доступно. С другой стороны, радиоактивность быстро затухает, и через несколько десятилетий она уже не сможет обеспечить такую защиту. Более того, при существующем в мире энергетическом голоде представляется неразумным консервировать расщепляющийся материал вместо того, чтобы извлекать его для повторного использования в качестве источника энергии (7). Топливные сборки в цикле этого типа являются высокорадиоактивными отходами, если их хоронят, не намереваясь перерабатывать в последующем. Такой цикл получил название топливного цикла без переработки облученного топлива. До сих пор, однако, этот цикл не использовался. Любое отработанное топливо хранится в условиях, допускающих его переработку. Другая возможность использования топливных сборок, выгруженных из реактора, заключается в их переработке и извлечении нерасщеплеиного урана и плутония для дальнейшего использования в ядерном реакторе (10) . Переработка обычно осуществляется путем растворения ядерного топлива в азотной кислоте и разделения компонентов смеси при помощи экстракции растворителем. Вначале топливная сборка и оболочки могут быть механически отделены от топлива, которое затем поступает на завод для растворения в азотной кислоте; 14 твэлы можно также измельчить и растворить в азотной кислоте, оставив сборку и оболочки нераствореиными. В обоих случаях отходы (то есть элементы сборки и оболочки), которые могут содержать существенные количества облученного топлива и продуктов деления (в зависимости от эффективности процессов разделения) не являются более высокорадиоактивными отходами согласно нашему определению и не рассматриваются далее в данном отчете. Уран и плутоний отделяют от продуктов деления посредством соединения раствора топлива в азотной кислоте с несмешивающимся растворителем, например с раствором трибутилфосфата в органическом растворителе. Более 99,9 % продуктов деления остаются в водной фазе, а практически весь уран и плутоний вместе с другими трансурановыми элементами извлекаются растворителем. Водные растворы, которые обычно называют очищенным раствором, являются согласно нашему определению высокорадиоактивными отходами. Растворитель подвергают затем дальнейшей обработке для отделения оставшихся продуктов деления от урана и плутония. Эти операции вызывают появление других отходов, которые являются средне- и низкорадиоактивными отходами переработки и не попадают под наше определение высокорадиоактивных отходов. Нас в данном случае интересуют следующие высокорадиоактивные отходы: а) очищенные растворы (отходы в виде водного раствора) , возникающие на первой стадии переработки облученных твэлов, и б) облученные твэлы, объявленные отходами топливного цикла без переработки облученного топлива. Эти два вида отходов - водный раствор и облученные твэлы - содержат практически все продукты деления, хотя в водном растворе недостает незначительного количества газообразных продуктов деления, высвободившихся при растворении кислотой, и некоторого количества продуктов деления, извлеченных из раствора в первой стадии экстракции. Если переработка не проводится, то количество облученного топлива, которое подлежит хранению, достигает 15 около 28 т в год на каждый гигаватт установленной электрической мощности, что соответствует мощности крупной современной электростанции, обеспечивающей потребности в энергии около 1 млн. человек в наиболее развитых странах. Как уже указывалось, пока еще нет практики захоронения топлива, оно находится в хранилищах до принятия решения. Водный раствор содержит в основном растворенные нитраты продуктов деления и актиниды. Он также содержит: а) небольшое остаточное количество урана и плутония, обычно менее 1 % общего количества этих элементов, содержащегося в отработанном топливе; б) другие растворимые в азотной кислоте компоненты топлива; в) растворимые "отравляющие" примеси, добавляемые в растворитель для предотвращения возникновения критических условий, и г) незначительные количества технологических добавок и продуктов коррозии реактора. В целях уменьшения объема водного раствора для его более экономичного размещения при хранении на АЭС или в ожидании захоронения его концентрируют с помощью выпаривания и затем хранят в специально сконструированных емкостях из нержавеющей стали. На каждый гигаватт электроэнергии ежегодно производится около 10 м3 концентрированных отходов. Примерно половина растворенных отходов состоит из продуктов деления. Основные радионуклиды отходов указаны в табл. 1, в которой приведена данные, относящиеся к отходам примерно 10-лётнего возраста, причем предполагается, что переработка производилась спустя 150 дней после выгрузки топлива из реактора, а эффективность разделения составила 99,5 %. Для каждого радионуклида с периодом полураспада более 25 лет приведена величина накапливаемой радиоактивности за год на каждый гигаватт электроэнергии. В таблице указаны также дочерние продукты распада актинидов, образующихся в реакторе; значения радиоактивности некоторых из них (например, радия-226) возрастают в течение некоторого времени вследствие их 16 Таблица 1. Основной состав радиоактивности в высокорадиоактивных отходах: годовое образование отходов в возрасте 10 лет наагигаватт установленной электрической мощности Продукты распада Актиниды период радионуклиды полураспада (годы) Бк/год радионуклиды период полураспада (годы) Бк/год 79Se 6,5 x 104 3,7 X оо 226-Ra 1600 1 X 105 87кь 4,7 x 1010 1.8 X 107 229Th 7340 4,0 x 103 90Sr 28,,6 5,5 X ю 16 230Th 7,7 4x 10 1,9 x 107 93zr 1,5 x 106 1,8 X Ю 12 232Th 1,4 x 1010 30 " т о 2,1 x 105 1,3 X 1013 231Pa 3,2 x 104 2,3 x 107 Ю7„.Pd 6,5 x Ю 6 1 X 1011 232ц 71,7 8,1 x 107 126Sn 1 X 105 5,1 X 1011 233u 1,6 x 105 1,4 x 107 129I 1 ,6 X 107 3,5 X 1010 234U 2,5 x 105 6,2 x 109 135CS 2,3 x 106 2,7 X 1011 235(J 7,1 x 108 8,1 x 107 137Cs 30,,2 8,1 X 1016 236U 2,4 r-oX 1,3 x 109 151Sm 90 1 X ю 15 2380 4,5 9x 10* 1,5 x 109 237 11Np 2,1 x 10 3,2 x 10 238 1 зPu 87,8 9,6 x 10 J . 239Pu 2,4 x 104 1,5 x 1012 240ePu 6540 4 ,4 x 1012 242 5 9 Pu 3,9 x 10 6,6 X 10 241Am 433 1,5 x 1014 242Am 152 . 3,7 x 1012 243Дш 7380 1,7 x 1013 243c« 28,5 4,0 x 1012 244Cm 18,1 1,6 X 1015 245Cm 8500 2,6 x 1011 246Cm 4730 5,5 x 101 0 . 247Сш 1,6 x 107 2,6 x 105 Для легководного реактора с годовой выработкой энергии 33 ООО Мвт/сут на тонну топлива и средней мощностью 30 Мвт на тонну; переработка через 150 дней с 99,5 % выделением урана и плутония; тепловой коэффициент полезного действия 33 1; коэффициент использования мощности 70 %. 17 образования из предшественников, однако в конечном счете достигается равновесие. В первые несколько столетий продукты деления в целом вносят наибольший вклад в общую радиоактивность, но они распадаются быстрее актинидов, и в конечном счете доминирует радиоактивность последних. Высокорадиоактивные отходы переработки ядерного топлива, использующегося в оборонных целях, могут отличаться от описанных выше. В частности, первые высокорадиоактивные отходы, полученные в Хэнфорде в США во время второй мировой войны, образовались при применении гораздо менее эффективного процесса разделения, чем тот, который используется в настоящее время. Огромные объемы щелочных отходов хранились в резервуарах, проектирование и сооружение которых не отвечали принятым сейчас стандартам. Некоторые из этих старых резервуаров дали течь, однако благодаря их предусмотрительному размещению с использованием нескольких природных барьеров, препятствующих миграции радионуклидов из-под резервуаров, любая возможная радиологическая угроза будет исключена благодаря радиоактивному распаду еще до того, как радиоактивные загрязнения достигнут реки Колумбия. По существу все жидкие отходы, оставшиеся в этих старых резервуарах, были превращены в соляные блоки. Кроме того, теперь используются новые емкости с двойными стенками. То, что произошло с этими отходами, ни в коем случае не может произойти при хранении современных кислотных отходов в резервуарах с высокими техническими характеристиками. Большая часть высокорадиоактивных отходов, полученных в виде водных растворов при переработке ядерного топлива в различных странах, хранится в настоящее время либо в жидком состоянии, либо в виде соляных блоков в подземных резервуарах. Объем резервуаров варьируется от 50 до 500 м3. Резервуары из нержавеющей стали используют для хранения кислотных отходов; в резервуарах из мягкой стали обычно хранят щелочные отходы. Важной характеристикой высокорадиоактивных отходов является тепловыделение, связанное с их ядерным распадом. Для того, чтобы держать под контролем температуру в резервуарах, их необходимо снабжать системами охлаждения; в противном случае уже в начальных стадиях хранения будет 18 достигнута точка кипения. По мере старения отходов выделение тепла уменьшается, и потребность в охлаждении становится менее острой. Например, через один год после выгрузки из современного легководного реактора выделение тепла достигает около 10 кВт на 1 м3 концентрированных отходов; через 10 лет эта величина может уменьшиться на порядок. Отведение тепла достигается либо прокачкой воды через охлаждающие змеевики внутри резервуаров, что поддерживает температуру ниже 65 С, либо созданием условий для кипения жидкости и конденсации пара. В настоящее время распространена практика хранения жидких высокорадиоактивных отходов, существующая уже свыше 35 лет, при этом не зарегистрировано ни одной утечки в землю (за исключением случая в Хэнфорде при использовании старых резервуаров). Это достаточно освоенная процедура, которая может быть безопасно использована для внедрения метода отверждения отходов (11). Действительно, даже при полномасштабном использовании метода отверждения отходов необходимо будет хранить отходы в жидком виде в течение как минимум 5 лет с момента переработки до отверждения. Объем резервуаров для хранения жидких отходов может быть уменьшен за счет хранения в них облученного топлива только на период охлаждения до переработки. В будущем необходимость длительно (свыше нескольких лет) хранить жидкие высокорадиоактивные отходы, вероятно, отпадет благодаря непосредственному переводу их в твердую форму. Целью этого способа является упрощение и удешевление контролируемого хранения. Применение этого способа оправдано с экономической точки зрения, он также повышает безопасность хранения отходов, поскольку приводит к их иммобилизации. Вероятно,потребуется временное зфанение этих отвержденных отходов на территории заводов по переработке и отверждению, чтобы обеспечить распад большинства радионуклидов с' коротким и средним периодом полураспада до момента захоронения. В период временного хранения потребуется охлаждение воздухом или водой. Было предложено много методов временного хранения отвержденных высокорадиоактивных отходов в искусственных сооружениях на поверхности или неглубоко под землей. Такие искусственные хранилища дают возможность обеспечить охлаждение и поддерживать постоянное наблюдение в первые 19 годы, когда выделение тепла наибольшее. Их использование дает также больше времени для детальной оценки и сравнения различных способов окончательного захоронения. Наиболее разработанным способом отверждения или иммобилизации является превращение жидких отходов в блок щелочного боросиликатного стекла, залитого в контейнер из нержавеющей стали (12). В разработке этого способа ведущую роль играет завод AVM, который осуществляет остекловывание высокорадиоактивных отходов в промышленном масштабе в Маркуле (Франция), начиная с июня 1978 г. Применявшийся ранее процесс PIVER был также разработан во Франции и успешно использовался на том же заводе в течение 11 лет; за этот период было произведено 164 контейнера остеклованных отходов (12 тонн стекла, 2 х 10“И Бк), которые в настоящее время размещены в хранилищах с воздушным охлаждением. К концу 1979 г. около 170 м3 высокорадиоактивных отходов были отверждены и залиты в контейнеры диаметром 0,5 м и высотой 1 м,.каждый из которых содержит около 0,36 т стекла. Предполагая, что готовая конечная стекломасса содержит 25 % растворенных твердых отходов в виде окислов, можно подсчитать, что на каждый гигаватт электроэнергии будет практически производиться около Ю т такой стекломассы в год. Преимущества использования стекла в качестве среды для отверждения состоят в следующем (13): а) оно может легко связывать в себе практически все продукты деления и другие вещества, содержащиеся в отходах. При этом те вещества, которые не растворяются, включаются в виде диспергированной примеси; б) оно имеет достаточно большую вместимость для отходов - обычно в стекло можно ввести 25-30 % (по массе) окислов; в) оно допускает изменения в составе отходов, что неизбежно случается на промышленных предприятиях; г) оно относительно химически инертно (в частности, обладает достаточной устойчивостью к выщелачиванию водой при умеренных температурах), имеет нулевую упругость паров и относительно устойчиво к проникающему излучению; 20 д) удобный и компактный продукт получают путем простой заливки расплава в контейнер. Щелочные боросиликатные стекла обладают всеми этими преимуществами. Кроме этого, температура их образования около 1100 °С, благодаря чему оборудование можно изготовлять из обычной нержавеющей стали, которая является хорошо обрабатываемым конструкционным материалом с проверенными характеристиками. Жизненно важной в процессе переработки высокоактивных материалов является надежность оборудования, поскольку она уменьшает вероятность облучения обслуживающего персонала (12). В прошлом значительное внимание в качестве отверждающей среды привлекало фосфатное стекло. Однако из-за того, что создать завод для фосфатной технологии труднее вследствие существования проблемы коррозии и что характеристики этого продукта не превосходят характеристики щелочного боросиликатного стекла, работа с фосфатным стеклом была прекращена. В США тщательно изучалось цинковое боросиликатное стекло, однако оно менее надежно, чем щелочное боросиликатное стекло из-за расстекловывания. Остекловывание жидких высокорадиоактивных отходов происходит в четыре стадии: а) выпаривание воды и азотной кислоты; б) перевод нитратов в окислы путем кальцинирования; в) взаимодействие окислов с химическими добавками, приводящее к образованию стекломассы; г) разливка жидкого стекла в контейнеры. При процессе AVM, используемом во Франции, две первые стадии осуществляются совместно во вращающемся кальцинаторе. Кальцинит вместе со стеклующейся смесью (фриттой) подают в плавильную печь с температурой 1150 °С, и затем стекло периодически заливают в контейнеры (7). Ни.в одной другой стране пока нет установившейся практики остекловывания высокорадиоактивных отходов. В Великобритании собираются использовать процесс AVM, отдав ему предпочтение перед английским процессом HARVEST превращения отходов в твердую форму, в котором осуществляется 21 остекловывание в одну стадию в плавильной печи и который еще не до конца отработан. В Бельгии, Федеративной Республике Германии, Италии, Японии и Швеции также рассматривают вопрос о принятии технологии остекловывания; в Индии будет начато строительство завода по остекловыванию. Так как в США в настоящее время не осуществляется переработка ядерного топлива АЭС, все внимание там сосредоточено на остекловывании высокорадиоактивных отходов, образующихся в оборонной промышленности. Для этих целей планируется строительство первого крупного завода в районе реки Саванна в конце 80-х годов. В США широко распространена технология с использованием кальцинатора с распылением и плавлением в контейнерах. Как и во французской технологии, первые две стадии осуществляются в кальцинаторе, из которого продукт обжига непосредственно поступает в контейнеры, где при добавлении фритты происходит остекловывание. Таким образом, третья и четвертая стадии протекают одновременно. В США основные усилия в разработке технологии сосредоточены на использовании омических керамических плавильных печей с применением одного метода, широко используемого в стекольной промышленности. Согласно этому методу, стекло нагревается непосредственно током от электродов. При этой системе в печи поступает жидкий продукт, и тогда первые три стадии совмещаются' в одной операции, или кальцинит, если сначала осуществляются первые две стадии, только третья стадия протекает в плавильной печи (14). Два других процесса остекловывания, которые исследуются в США, находятся на гораздо более ранней стадии развития. В первом используются подходы, разработанные в технологии производства волоконной оптики. Сначала методом разделения фаз готовят пористую основу с большим содержанием двуокиси кремния, которую затем смешивают с высокорадиоактивными отходами. При нагревании смеси до 900 °С достигается соединение компонентов и закрытие пор спекшейся стеклянной основой. Это стекло прочнее щелочного боросиликатного стекла. Во втором процессе высокорадиоактивные отходы превращают в стекло в форме включений, которые покрывают инертным материалом, например пиролитическим углеродом или окисью алюминия,и затем диспергируют в алюминиевой или свинцовой матрице, заключаемой в контейнер из нержавеющей 22 стали. Эта технология направлена на улучшение связывания отходов за счет создания дополнительных барьеров, но требует известной осторожности, поскольку через несколько столетий свинец может стать наиболее опасным компонентом (15) . Наиболее простой технологией отверждения высокорадио­ активных отходов, не требующей никаких добавок, является нагревание жидких отходов до удаления воды и азотной кислоты и затем кальцинирование нитратов в окислы с получением бурых порошкообразных кальцинитов. Эта технология используется в промышленном масштабе в Айдахо- Фолсе, США, где с 1963 г. действует завод по кальцинированию в пседоожиженном слое. Произведено около 1700 м3 кальцинига, который хранится в резервуарах из нержавеющей стали. Жидкие отходы, как и другие отходы оборонной промышленности в США, состоят в основном из растворенных оболочек и технологических добавок, таких как фториды аммония, циркония и кальция. Они содержат только 1 % продуктов деления. Однако транспортировка отходов в форме порошкообразного кальцинита вряд ли будет разрешена, и потребуется их дальнейшая переработка,прежде чем их можно будет захоронить. Изучается перевод отходов в боросиликатное стекло. Во время остекловывания некоторые радионуклиды (например, рутений и цезий) испаряются и некоторые вещества высвобождаются в виде аэрозолей. Их улавливают с помощью высокоэффективных улавливающих систем, состоящих из конденсаторов, мокрых скрубберов, оборудования по осушке газов и аэрозольных фильтров (НЕРА). Эти системы, как правило, конструируют с ббльшим запасом прочности, чем обычные, чтобы обеспечить эффективную защиту при случайных утечках. С отходами, образующимися в системах газоочистки, обращаются как с низко- или среднерадиоактивными отходами в рамках общей системы переработки отходов. Критические замечания в отношении стекла как иммобилизующей среды заключаются в том, что из-за его метастабильного термодинамического состояния всегда возможно расстекловывание,* приводящее к ухудшению свойств отвержденных отходов. В действительности же показано, что боросиликаты, используемые в настоящее время в Европе и США, фактически неуязвимы в условиях сухого хранения. 23 Несмотря на это, осуществляются несколько программ по созданию улучшенных иммобилизующих сред, которые могут стать адекватными заменителями стекла. В этих альтернативных технологиях в качестве основы используются кальциниты. В США разработаны программы по производству суперкальцинита путем нагревания до 1100 С смеси, содержащей 23 % подобранных компонентов, таких как кремнезем, известь, глинозем и окись стронция. В результате образуются нерастворимые кристаллические фазы, удерживающие радионуклиды. В целях уплотнения их затем обрабатывают горячей штамповкой.о В австралийской программе путем нагревания до 1300 С 10 % кальцинита и 90 % смеси из титана, циркония, кремнезема, извести и окиси бария получают продукт Synroc. Поскольку получающиеся при этом кристаллические фазы (голландит, циркоролит, перовскит) принадлежит к числу весьма устойчивых минералов, считается, что Synroc особенно пригоден для хранения высокорадио­ активных отходов (16). Для иммобилизации отходов была также предложена стеклокерамика. В целях достижения максимальной кристаллизации (и следовательно, большей термодинамической устойчивости) в основной состав - боросиликатное стекло - вводят добавки (такие,как титан). Итак, можно сказать, что существует технология, основанная на процессе остекловывания, для превращения водных растворов высокорадиоактивных отходов в иммобилизованную форму (17)-.. Одна из технологий остекловывания в настоящее время используется в промышленном масштабе. Исследуются и другие подходы к иммобилизации, однако они технически более сложны, так как требуют более высоких температур и дополнительных механических операций. Утверждается, что многие из альтернативных иммобилизующих сред лучше боросиликатного стекла вследствие их большей прочности, но они еще не полностью опробованы. Таким образом, технология для иммобилизации и временного хранения высокорадиоактивных отходов существует. Технология погрузочно-разгрузочных операций с переработанными отходами, их транспортировки и размещения является прямым аналогом уже освоенных методов, применяемых в отношении радиоактивных материалов. Вьщвинуты и изучаются 24 предложения об изоляции или захоронении обработанных отходов путем их размещения в удаленных от биосферы геологических формациях в целях уменьшения й без того низкой вероятности, что они когда-либо проникнут в среду, обитания человека в неприемлемых количествах или концентрациях. Для определения опасности, связанной с этими предложениями, мы обсудим вначале задачи охраны здоровья при этих операциях и затем перейдем к описанию процедур оценки вероятности облучения людей при применении предложенных методов захоронения (то есть размещения обработанных высокорадиоактивных отходов в искусственных или естественных хранилищах, не предусматривающего их дальнейшего использования). Итак, существует три основных топливных цикла обращения с высокорадиоактивными отходами: цикл с временным хранением, цикл захоронения без переработки и цикл с переработкой. Первый из них откладывает решение проблем обработки и окончательного захоронения и не предлагает окончательного решения задач по обращению с отходами. Второй на первый взгляд кажется проще, поскольку в нем меньше технологических стадий, однако он не обеспечивает выделение урана и плутония для последующего использования в энергетике. Присутствие в отходах всего наработанного плутония также порождает серьезные проблемы токсичности и критичности в течение длительных периодов времени и, кроме того, если отработанное топливо не подвергнуть интенсивной обработке, то оно будет представлять большую поверхность для выщелачивания и не будет химически стабильным во многих природных средах. С другой стороны, переработка отходов с использованием остекловывания отвечает многим современным требованиям в области обработки и удаления отходов. Она превращает высокорадиоактивные отходы в форму, пригодную для захоронения, количество захороняемого в окружающей среде плутония сводится к минимуму, энергетические ресурсы используются более рационально. 25 3ЦЕЛИ ОХРАНЫ ЗДОРОВЬЯ Разработки МКРЗ Открытие рентгеновских лучей и радиоактивности дало возможность широко использовать их в медицине с целью диагностики и лечения, однако вскоре было обнаружено, что их применение в больших дозах может нанести вред тканям человеческого организма и вызвать генетические изменения. В 20-е годы были созданы две организации по радиационной защите, имевшие целью изучение их вредного воздействия и выработку руководящих принципов их безопасного использования,- МКРЗ и в США Национальный совет по радиационной защите и измерениям (НСРЗИ). После второй мировой войны в связи с возросшим применением радионуклидов и возможностью использования ядерной энергии значительные усилия ученых были направлены на исследование фундаментальных процессов, лежащих в основе воздействия проникающего излучения на организм человека, и на получение более твердых обоснований для определения максимально допустимых доз не только для производственного персонала, но и населения в целом. Для сбора и распространения информации об уровнях облучения человека и его последствиях в 1955 г. был образован НКДАР ООН. Последствия воздействия проникающего излучения на здоровье людей, изучением которых занимаются указанные организации, можно классифицировать двояким образом (2): 1. Стохастические и нестохастические. 2. Соматические и несоматические. К стохастическим относятся те, вероятность возникновения которых увеличивается при увеличении дозы облучения; вероятность равна нулю лишь тогда, когда доза равна нулю. Выраженность стохастических последствий не зависит от дозы. 26 Нестохастические последствия имеют пороговые дозы, ниже которых они не возникают. Выраженность нестохастических последствий растет с увеличением дозы, превышающей пороговую. К соматическим последствиям относятся те, которые проявляются у человека, подвергшегося облучению, а к несоматическим (или генетическим) - те, которые возникают у потомков облученных людей. Одним из стохастических соматических последствий облучения являются раковые новообразования. Помутнение хрусталика (катаракта), нарушение фертильности и незлокачественные поряжения кожи являются нестохастическими соматическими последствиями. Генетические последствия относятся к категории стохастических несоматических, а тератогенные последствия - к категории нестохастических несоматических. Хотя облучение высокорадиоактивными отходами может быть летальным, применяемые меры безопасности таковы, что дозы радиации, получаемые теми, кто работает с такими отходами, гораздо ниже пороговых значений для нестохастических последствий. Дозы же, которые могут получить отдельные представители населения в связи с практикой хранения и захоронения радиоактивных отходов, как правило, будут на несколько порядков ниже доз, получаемых производственным персоналом. Поскольку предполагается, что индивидуальные дозы будут низкими, в этом отчете необходимо рассматривать лишь стохастические последствия. При разработке руководящих принципов контроля за облучением упомянутые выше комитеты основываются на результатах исследования состояния облученных людей и экспериментов на животных. О воздействии радиации на человека можно судить по состоянию людей, выживших после взрывов в Японии, больных ревматоидным спондилитом, которых лечили с помощью лучевой терапии, а также работников, раскрашивавших циферблаты часов светящимися красками. Все эти группы получили сравнительно высокие дозы проникающей радиации. У людей, которые подвергались действию низких доз проникающей радиации, по существу, не наблюдалось никаких явных нарушений (4,6,18). Чтобы оценить частоту соматических последствий при хроническом облучении в низких дозах на основе известных данных о последствиях острого облучения, необходимо ввести 27 допущение о зависимости последствия от дозы. Допущение, которое делается практически всегда с сознательным намерением избежать недооценки последствий, состоит в том, что риск соматического последствия прямо пропорционален дозе, то есть между ними предполагается линейная зависимость. КБВПР (б) недавно сделан вывод о том, что "для большинства солидных злокачественных опухолей, вызванных радиацией, зависимость доза-эффект для низких и средних доз излучений с низкой линейной передачей энергии (ЛПЭ) лучше всего описывается линейно-квадратичной функцией. /Проникающее излучение с низкой линейной передачей энергии (ЛПЭ) определяется как излучение, вызывающее относительно малую плотность ионизации ткани вдоль направления его распространения. Это в первую очередь относится к рентгеновскому и гамма-излучению в отличие от альфа-излучения.] При такой зависимости расчетное значение смертности от рака, вызванного облучением, примерно вдвое ниже расчетного значения при допущении линейной зависимости эффекта от дозы, использованной в более ранних отчетах КБВПР (19). Принимая во внимание сложность и неопределенность вычислений и используемых допущений, МКРЗ, ЮНСЕАР и КБВПР достигли полного согласия в оценке риска, равного примерно 10 ООО случаев рака на 1 млн. человеко-Зв. Эта цифра определена на основании того, что среди лиц, выживших после взрывов атомных бомб в Японии, доза облучения которых оценивается приблизительно в 20 ООО человеко-Зв, зарегистрировано около 200 случаев рака. Эта цифра может быть принята в качестве верхней оценки. На этом уровне, как указывает КБВПР, "явные канцерогенные последствия могут быть четко выражены в случае получения больших доз, в результате постоянной многолетней работы с излучением". В отчете КБВПР за 1980 г. (б) рассмотрены также данные нескольких исследований, свидетельствующие о более высокой частоте случаев рака, чем можно было ожидать на основании допущения о линейной зависимости. Однако выводы этих исследований были отклонены из-за ошибочности использованных в них методов. Оценки генетических последствий облучения людей выполняют двумя способами. При первом установленную в экспериментах на мышах частоту мутаций, вызванных облучением, используют для оценки частоты мутаций, 28 вызванных облучением у человека,и сравнения ее с частотой естественных мутаций у человека. При втором используют (с необходимыми поправками) данные о частоте вызванных облучением генных и хромосомных мутаций у мышей для непосредственной оценки частоты генных и хромосомных изменений у человека. По оценке вышеупомянутых комитетов, при облучении родителей до зачатия в первом поколении их потомков возникнет 500-5600 дополнительных генетических нарушений на 1 млн. живорожденных (на зиверт облучения родителей) по сравнению с 100 000 нарушений естественного происхождения на 1 млн. живорожденных. Генетические последствия постоянного облучения населения теоретически должны возрастать до достижения равновесного состояния в течение определенного времени (5—10 поколений для наиболэе важных последствий, дольше для других). Согласно оценке КБВПР при достижении равновесного состояния частота генетических нарушений составит 6000-110 000 на 1 млн. живорожденных (на зиверт облучения родителей от зачатия). Это может служить верхней оценкой, поскольку у лиц, переживших атомную бомбардировку Японии, а также у мышей, которых в течение многих поколений облучали в дозе 2 Зв на поколение, не обнаружено дополнительных генетических последствий. Этот краткий обзор допущений, сделанных при оценках, показывает, что полученные результаты весьма приблизительна! и что их следует использовать только для целей сравнения. Существует нераспространенная точка зрения, что эти допущения не такие осторожные, как считает большинство специалистов в данной области. Важно принимать во внимание то, что,несмотря на приблизительность оценок, их верхние границы соответствуют более точно установленной зависимости между естественной частотой случаев рака и генетических последствий, с одной стороны, и уровнем естественного облучения - с другой. Применение этих фундаментальных положений, касающихся здоровья, для формулирования принципов контроля за практической деятельностью, при которой люди могут подвергнуться воздействию проникающей радиации, входит в компетенцию МКРЗ, постоянно пересматривающей и улучшающей свои рекомендации. Основы этих принципов были вновь (4) изложены следующим образом: 29 - никакая деятельность не может быть одобрена, если ее внедрение не приводит к суммарному положительному эффекту (принцип оправданности); все облучения необходимо поддерживать на предельно низком уровне, реально достижимом с учетом экономических и социальных факторов (принцип оптимизации); эквивалентные дозы для отдельных лиц не должны превышать пределы, рекомендованные МКРЗ для соответствующих условий. Эти основы разработаны в целях оказания содействия в планировании деятельности, при которой персонал и/или население могут быть подвержены воздействию проникающего излучения. Целью хранения или захоронения высокорадио­ активных отходов является изоляция их от населения. Вследствие длительности временнбго интервала и неопределенности прогнозов на будущее ' не может быть абсолютной гарантии того, что эта цель будет достигнута. Главное, что движет развитием методов переработки и захоронения высокорадиоактивных отходов,это защита персонала, занятого переработкой и захоронением, а также населения от опасного облучения. Высокий уровень радиоактивности отходов требует строгого соблюдения стандартов и тщательного изучения предложения по захоронению. Одни и те же основные принципы должны применяться как при захоронении высокорадиоактивных отходов, так и при других видах деятельности, которые потенциально могут привести к поражению персонала и населения проникающим излучением. Эти принципы должны соответствовать фундаментальным принципам основных направлений работы МКРЗ. Принцип оправданности Хранение или захоронение высокорадиоактивных отходов - неизбежное следствие получения ядерной энергии. Решение о создании ядерной энергетики является вопросом государственной политики, при рассмотрении которого определяются потребности общества и делается выбор среди всех возможных способов. Принятый МКРЗ принцип оправданности касается этого выбора. Выбор необходимо делать после всестороннего рассмотрения достоинств и 30 недостатков этих способов. Определение и оценка последствий хранения и захоронения образующихся высокорадиоактивных отходов должны стать частью процесса принятия решений. Потенциальный ущерб, связанный с захоронением высокорадиоактивных отходов, может в небольшой степени оказывать влияние на решение об оправданности производства ядерной энергии. Образование высокорадиоактивных отходов является неизбежным следствием принятия правительством решения о производстве ядерной энергии и поэтому не может рассматриваться в отрыве от последнего. Существует мнение, что обоснованное решение о развитии ядерной энергетики может быть принято только после того, как ^ наглядно продемонстрирована технология захоронения высокорадиоактивных отходов, означающая, например, функционирование соответствующих полномасштабных установок в течение определенного времени. Очевидно, однако, что решение о выборе способа производства энергии должно основываться на прогнозе вероятности развития событий в будущем. Степень неопределенности, связанная с захоронением высокорадиоактивных отходов, относительно невысока по сравнению со степенью неопределенности других факторов, которые учитываются в процессе принятия решения. Опыт хранения остеклованных отходов позволяет сделать надежный вывод о том, что этот способ можно было бы использовать в течение времени,достаточного для разработки адекватных методов захоронения. Принцип оптимизации Второй принцип разработок МКРЗ по ограничению доз облучения - оптимизация. В соответствии с ним облучение должно быть настолько низким, насколько это реально достижимо с учетом экономических и социальных факторов, а также последствий для здоровья. Одним из способов определения того, понижены ли дозы облучения до минимальных реально достижимых уровней, служит анализ соотношения затрат и выгод (20) . Он состоит в оценке затрат на захоронение отходов, а также издержек, связанных с радиологическим ущербом от захоронения. Последнее требует обозначения в стоимостном выражении широкого диапазона последствий для здоровья людей в настоящее время, а также в ближайшем и отдаленном будущем. Оптимальным уровнем радиационной защиты является уровень, при котором сводятся 31 к минимуму общие затраты для общества, включая затраты на защиту и контроль, а также денежный эквивалент потенциального ущерба здоровью. Большие споры вызывает вопрос о том, насколько подробными должны быть эти расчеты и следует ли придавать одно и то же значение дозам, которые могут повлиять на трудно предсказуемые контингенты населения в отдаленном будущем, и дозам, которые могут воздействовать на нынешнее поколение и ближайших потомков. Для того, чтобы учесть различия в подобных подходах, был предложен метод поправок и другие методы. Вызывает, однако, сомнение оправданность такого усложнения. Строгость следования применяемому методу должна соответствовать величине доз, которые могут быть получены при разных способах захоронения отходов, а также сопутствующим издержкам. Обычно оправданы лишь простые оценки. Действительно, был предложен альтернативный подход, в котором серьезные последствия облучения для здоровья систематизированы в соответствии с качественными, описательными оценками их важности и полуинтуитивно упорядочены. Сравнение с денежными затратами того или иного варианта захоронения позволяет при этом быстро и просто оценить оптимальный уровень радиационной защиты. Оптимизационный подход, видимо, окажется наиболее полезным при сравнении способов захоронения отходов. Сравнение может быть вполне точным, даже если исходные количественные данные будут не очень точными. При сравнении следует учитывать: - дозы, получаемые производственным персоналом; дозы, получаемые населением; распределения доз в группе лиц, подвергшихся облучению; распределение этих доз во времени и их ожидаемую вероятность (частоту появления); экономические издержки при разных вариантах захоронения; 32 другие нерадиологические воздействия на окружающую среду. ' При сравнении необходимо иметь в виду все стадии систем захоронения, включая транспортировку, и временную упаковку в контейнеры и хранение. Пределы доз Третий принцип в разработках МКРЗ касается пределов доз, рекомендованных для определенных ситуаций. Цель установления МКРЗ этих пределов состоит в предотвращении вредных нестохастических последствий облучения, а также в удержании на приемлемом уровне вероятности стохастических последствий. Для этого МКРЗ пришлось высказать свое мнение об уровне вероятности стохастических последствий, который мог бы быть приемлемым. В результате оценки вероятности последствий облучения для здоровья людей и вероятности последствийj возникающих в результате несчастных случаев в повседневной жизни и в ходе обычной профессиональной деятельности, МКРЗ пришла к выводу, что рекомендованная ею предельная эквивалентная доза для всего тела (5 мЗв за год) в критических группах будет соответствовать приемлемому уровню риска для населения в целом. Этот предел для представителей критической группы выражается для всего населения в средней эквивалентной дозе, меньшей 0,5 мЗв, при условии, что действия, приводящие к облучению, редки и вызывают небольшое облучение за пределами критической группы (4, 21). Понятие приемлемого риска для здоровья требует некоторого уточнения. Связи между издержками, удобствами, комфортом и возможным риском для здоровья неосознанно определяются индивидуумом в его повседневных действиях, таких,как вождение автомобиля, курение, следование пищевым привычкам, путешествие на самолете или выбор профессии. Такие связи для индивидуума определяются также государственными органами, например, в руководствах по строительным работам, требованиях по безопасности движения, стандартах по охране окружающей среды, правилах, регламентирующих качество лекарств и пищевых добавок, стандартах на потребительские товары, а также и в выделении общественных средств на здравоохранение, исследования в области медицины и деятельность, связанную с контролем. 33 Допустимый уровень риска, связанного с источниками энергии, попадает скорее в категорию пределов, установленных государственными органами, чем в категорию индивидуального выбора. Захоронение долгоживукнцих радиоактивных отходов может быть сопряжено с вероятностью радиоактивного облучения будущих поколений. Существует мнение, что,поскольку эти поколения могут не получить непосредственной выгоды от- деятельности, приводящей к образованию этих отходов, такое облучение без всякой выгоды или согласия безнравственно. На будущие поколения может влиять предпринимаемая в настоящее время деятельность, относящаяся не только в переработке и удалению радиоактивных отходов. Истощение запасов ископаемого топлива также окажет воздействие на будущие поколения наряду с решениями, касающимися землепользования, минеральных ресурсов, роста населения, медицинского обслуживания и образования. Что касается риска для здоровья людей, обусловленного радиоактивными отходами, нужно сказать, что будущим поколениям, видимо, не будет угрожать опасность, которую мы считаем неприемлемой в настоящее время. Эта цель может быть достигнута, если будущие дозы не превысят предельных доз, установленных МКРЗ. Установленные МКРЗ пределы доз относятся к однородному облучению всего тела, а также тканей определенных органов, таких как кожа и глаза. При анализе возможного облучения, связанного с захоронением высокорадиоактивных отходов, обычно необходимо учитывать неравномерное облучение тела или случаи, когда некоторые органы получают ббльшую часть дозы (например, если выпита вода, содержащая радионуклиды, которые концентрируются в каком-либо органе). МКРЗ рекомендовала использовать эффективную эквивалентную дозу в целях сравнения доз, полученных отдельными органами, с рекомендованными эффективными предельными дозами для всего тела и вычисления коллективных доз для населения, имея в виду их ограничение до разумного уровня (21). Эквивалентная доза относится к проникающему излучению разных видов, которые имеют разную способность воздействия на здоровье людей, отнесенную на единицу поглощенной энергии. Эффективная эквивалентная доза (Н ) определяется формулой: 34 НЕ = 2 TWTHT где WT - весовой коэффициент, представляющий долю риска (возникновения рака с летальным исходом или генетических дефектов в первых двух поколениях) для ткани Т, когда все тело равномерно облучено, а Нт - эквивалентная доза в ткани Т. Весовым коэффициентам, предложенным МКРЗ, посвящен ряд работ (2,4). Использование эффективной эквивалентной дозы позволяет систематически суммировать риск для разных органов и тканей при дозах неоднородного облучения или приеме радионуклидов внутрь. Таким образом, полученные дозы или дозы, которые потенциально могут быть получены самыми различными путями (внешним, через пищеварительный тракт, при вдыхании, через кожу и т.п.) при той или иной системе захоронения, могут быть приведены к единой мере общего риска, позволяющей проводить сравнение с другими системами захоронения. Весовые коэффициенты являются средними величинами. Практически относительный риск возникновения последствий для здоровья людей зависит от возраста и пола и , возможно, других особенностей облученного человека, однако МКРЗ считает, что это усреднение достаточно точно. Использоваже этой методики подвергалось критике, поскольку в ней не учитывается риск возникновения нелетальных видов рака и генетических изменений в поколениях, следующих за вторым. МКРЗ изучила эту критику и сделала вывод, что в целом риск возникновения нелетальных форм рака возрастает незначительно, за исключением случаев облучения органов, характеризующихся малой поражаемостью летальными формами рака (кожа, щитовидная железа). В этих случаях риск может увеличиться вдвое по сравнению с риском, рассчитанным с использованием эффективной эквивалентной дозы. Дополнительный генетический риск был бы не выше 24 %, за исключением маловероятных случаев получения основной дозы половыми железами (22). Применение разработок МКРЗ Рекомендации МКРЗ рассчитаны на предсказуемые контролируемые условия облучения проникающей радиацией производственного персонала и населения. Поскольку облучение лиц, занимающихся захоронением высокорадиоактивных отходов, и 35 так контролируется с учетом принципов и рекомендаций, разработанных МКРЗ, цель сводится к предотвращению облучения населения. Риск неожиданного случайного облучения или утечки радиоактивных веществ не может быть, однако, полностью исключен,и, поскольку в этих ситуациях дозы могут быть такими же, как получаемые при обычных условиях, и даже выше, необходимо рассмотреть вопрос о том, каким образом принципы, лежащие в основе рекомендаций МКРЗ, могут быть использованы для формулирования требований к соответствующим разработкам по захоронению высокорадио­ активных отходов. Существуют четыре основные принципа или предположения. 1. Поскольку средний коэффициент смертности от несчастных случаев в промышленности (за исключением специальностей, связанных с повышенным риском) имеет порядок 10~4 на человеко-год, то риск такого же порядка от воздействия проникающей радиации должен быть приемлемым в качестве максимального предела для облучения, связанного с профессиональной деятельностью. 2. -Этот уровень риска соответствует приблизительно 5 х 10* Зв в год. 3. В среднем каждый работающий с излучением получает примерно одну десятую максимальной дозы, которую получает небольшой контингент лиц, работающих с излучением. Таким образом, рекомендованное МКРЗ максимальное облучение, связанное с профессиональной деятельностью, равное 0,05 Зв в год, означает среднюю дозу в 0,005 Зв в год и, следовательно, 10“4 случаев смерти на человеко-год. 4. Рекомендованная МКРЗ эффективная доза в 0,005 Зв в год для членов критических групп населения также означает гораздо более низкую среднюю дозу для всего населения, зависящую от размера и распределения доз в критической группе и от других факторов, с соответственно более низким уровнем смертности. Необходимо подчеркнуть, что эти цифры приблизительны, как выяснилось при рассмотрении разработок МКРЗ, и приведены лишь в качестве иллюстрации. Национальные органы могут устанавливать официальные предельные значения, 36 отличающиеся от рекомендаций МКРЗ, при условии, что соответствующие последствия не затрагивают другие страны. Если дело касается различных стран, то необходимо международное соглашение. Рабочая группа не пыталась выработать предложения, пригодные в международном масштабе, однако указала, что существует очевидная необходимость того, чтобы этим занялась соответствующая международная организация, и отметила также, что этот вопрос обсуждался в МАГАТЭ. Независимо от конкретных цифр, которые могут быть приняты на международном уровне, применительно к определенным случаям захоронения высокорадиоактивных отходов можно сформулировать совокупность принципов, сходных с принципами МКРЗ и основывающихся на них. Они базируются на очевидной предпосылке, что ни одна система захоронения, как бы хорошо задумана и сконструирована она ни была, не может гарантировать отсутствие утечки радионуклидов и облучения населения. Всегда будет существовать некоторая вероятность, пусть и очень незначительная, что это случится. Наибольшее внимание привлек такой подход к проблеме, при котором выявляются все возможные события (или их последовательность), потенциально способные привести к облучению людей, а также проводится оценка вероятности возникновения таких событий. В целом, эта вероятность будет зависеть от времени. Например, вероятность того, что внешняя оболочка контейнера будет разрушена коррозией, может увеличиваться со временем. В принципе, зависимость от времени относится к вероятности любого события или их последовательности. С каждым таким событием или их последовательностью связывается возможное облучение либо персонала, работающего в хранилище, либо населения. Базируясь на основополагающих принципах, изложенных в начале этого раздела, можно рассчитать вероятность (риск) последствий такого облучения для здоровья людей. Таким образом, для каждого возможного события или их последовательности можно подсчитать две вероятности: 1. Вероятность события, являющуюся функцией времени. 37 2. Вероятность того, что событие вызовет последствия для здоровья людей (летальные и нелетальные заболевания, генетические последствия). Произведение этих двух вероятностей дает вероятность последствий для здоровья (как функции времени) этого события или последовательности событий. Чтобы вычислить общую вероятность последствий для здоровья, возникающих в результате всех возможных событий, могущих возникнуть в конкретной исследуемой системе захоронения отходов, необходимо найти сумму вероятностей всех возможных событий. Это невозможно сделать простым сложением, так как вероятность того, что произойдет одно какое-то событие, может повлиять на вероятность другого события, и каждой вероятности, наверное, надо будет придать определенный весовой коэффициент перед тем, как их суммировать. В принципе, результаты могут быть представлены в виде таблицы, показывающей вероятность появления последствий для здоровья через определенные временные интервалы после захоронения. Эту вероятность можно оценить в плане ее приемлемости, исходя из принципов МКРЗ, изложенных в начале этой главы. Конечно, указанные вероятности нельзя подсчитать с большой точностью. Модели для расчетов сопряжены со многими неопределенными величинами из-за отсутствия информации или знания соответствующих параметров. Это можно учесть при оценке общей вероятности получения доз радиации, например, путем придания меньшего веса более неопределенным данным или заданием определенных границ для параметров вместо точных значений. Иногда утверждают, что из-за значительной неопределенности сведений, относящихся к отдаленным во времени ситуациям, этот метод не может быть надежным. Это не совсем так, поскольку это не означает, что вероятность утечки радионуклидов или того, что тот или иной индивидуум получит дозу выше запланированного уровня, должна расти по мере увеличения неопределенности параметров. Сама неопределенность не может служить основанием для критики этого метода. Она лишь отражает ограниченность наших знаний, и при условии учета неопределенности вплоть до конечной оценки вероятности, дающей область ее допустимых значений, она не лишает действенности этот метод. 38 При некоторых обсуждениях,проблем захоронения высокорадиоактивных отходов использовались лишь критерии, основанные на последствиях для здоровья в результате утечки радионуклидов без учета вероятности такой утечки. Эти критерии не пригодны, поскольку при этом не принимается в расчет один из компонентов общего риска. Более того, они принципиально неприемлемы в качестве основы для применения рекомендаций МКРЗ, так как всегда возможно найти гипотетический механизм утечки, даже чрезвычайно маловероятный, могущий привести к дозам облучения, намного превышающих те, которые выбраны в качестве верхнего допустимого предела. По этим же причинам нельзя применять разработанную МКРЗ систему предельных доз непосредственно к захоронению высокорадиоактивных отходов. Необходимо выработать критерии радиологической защиты, которые воплощали бы общие принципы ограничения допустимыми пределами индивидуального риска и риска для населения, а также учитывали бы как вероятность утечки радионуклидов, так и вероятность ущерба от нее. Общая форма этих критериев может быть аналогична принятой МКРЗ системе предельных доз (20): а) индивидуальный риск (как для персонала, так и для населения) не должен превышать установленных уровней, и б) общий риск и воздействие на здоровье людей должны быть по возможности (с учетом экономических и социальных факторов) низкими. Этот риск равен произведению риска (вероятности) утечки радионуклидов на риск (вероятность), связанный с последствиями для здоровья полученных доз облучения. Индивидуальный риск Обычно считается, что способ захоронения не может быть применен, если он влечет за собой больший индивидуальный риск (либо для персонала, либо для критических групп населения в будущих поколениях), чем тот, который признан приемлемым в настоящее время. Из этого следует, что критерий индивидуального риска должен удовлетворяться независимо от времени. При оценке или сравнении разных вариантов захоронения индивидуальный риск необходимо 39 рассчитывать с использованием реалистичных оценок значений параметров, учитывая интервалы их разброса; это позволит выявить их согласованность с критерием индивидуального риска. Критерий индивидуального риска в таком случае позволит определить механизм скрининга способов захоронения и выявить критические параметры и допущения на ранних этапах изучения пригодности этих способов, когда еще есть время получить больше данных и провести более точную оценку. Для того чтобы применять этот критерий, необходимо получить произведение ожидаемой вероятности возникновения событий и вероятности их последствий, дающее меру общего риска. Как указано выше, следует сложить вероятности, помноженные на весовые коэффиценты. Вероятности дозы, возникающей в результате маловероятного события, должен быть придан меньший вес по сравнению с дозой, возникающей в результате события, имеющего ббльшую вероятность. Выбор этих весовых коэффициентов во многом основывается на субъективных суждениях об относительной важности возможных событий. Рабочая группа отметила, что по поводу принятых МКРЗ пределов доз были сделаны некоторые замечания. Так, с одной стороны, они могут оказаться заниженными из-за допущения об отсутствии порогового значения и о линейной зависимости между дозой и эффектом. С другой стороны, они могут быть завышенными из-за пренебрежения при расчетах некоторыми видами рака и генетическими последствиями. В целом же они, скорее,занижены. Существуют также и факторы нетехнического порядка, которые могли бы учитываться при принятии решений и повлиять на уровни, устанавливаемые в национальном и международном масштабах. Рабочая группа предпочла оставить вопрос открытым, не высказывая предвзятого мнения, однако отметила необходимость проведения разработок в этой области в будущем. Общий риск Критерий общего риска, сформулированный для этой цели на основе принципов МКРЗ, требует оптимизации методов захоронения. Это означает: 40 а) что необходимо сравнивать все возможные методы захоронения и что выбранный метод должен быть сопряжен с минимальными издержками и б) что выбранный метод необходимо совершенствовать в целях уменьшения общего риска до тех пор, пока дальнейшие издержки перестанут оправдываться достигаемым уменьшением риска. На практике эти два этапа могут быть объединены, и на втором из них можно иметь дело с несколькими методами захоронения. Критерий общего риска не определяет предела дозы, хотя фактически предел индивидуальной дозы, который используется в средних дозах для критических групп, будет ограничивать общий риск и будет применим для всех времен:- Трудным моментом при проведении расчетов является то, что численность населения, которое, как предполагается, подвергается облучению вследствие предполагаемого события, может быть бесконечно большой, поскольку она включает все последующие поколения. Кроме того, значение дозы фактически никогда не равно нулю, поскольку,несмотря на радиоактивный распад, сама радиоактивность никогда не обратится в ноль. Рабочая группа придерживается точки .зрения, что общий риск должен рассматриваться на фоне естественного риска от уже существующего излучения, например, от руд, и что ожидаемой дозой для населения, возникающей в результате захоронения высокорадиоактивных отходов, можно пренебречь, если она много меньше дозы от естественного фона. Рабочая группа также сочла нецелесообразным уделять много внимания довольно неопределенным прогнозам о низких дозах облучения для больших групп людей в далеком будущем, даже если рассчитанные коллективные дозы.в этом случае оказывались бы большими. Обсуждение Хотя Рабочая группа и не сформулировала свои взгляды в виде точных рекомендаций, было решено, что два предложения заслуживают дальнейшего рассмотрения. Одно из них состоит в том, что,после того как потенциальная возможность ущерба, связанного с размещением высокорадиоактивных отходов, становится ниже, чем соответствующая возможность ущерба от 41 естественного источника радиоактивности - руд, а также принимая во внимание путь обратного распространения радиоактивности в среду обитания человека, основания для беспокойства намного уменьшаются и не должны быть больше, чем в случае с рудными ископаемыми. В действительности, это означало бы пренебрежение их вкладом в уже имеющийся общий риск. Другое предложение заключалось в том, что, когда средняя доза для критической группы, рассчитанная на основе моделей, снижается ниже определенного уровня (вероятно, порядка 10“® - 10“4 Зв в год), отпадает необходимость учитывать ее вклад при расчете общего риска. Риск, связанный с захоронением высокорадиоактивных отходов, существует в течение чрезвычайно длительных периодов времени, так как многие из радионуклидов являются весьма долгоживущими. Математические неопределенности в вычислениях, естественно, тем больше, чем больше время после захоронения. В соответствии с первым критерием, относящимся к индивидуальному.риску, эти неопределенности можно компенсировать за счет достаточно осторожных или пессимистичных оценок и значений параметров. С другой стороны, как отмечалось ранее, вычисления, необходимые для удовлетворения второму критерию общего риска, должны быть как можно более реалистичными, поскольку в противном случае утратят силу сравнение способов и процесс оптимизации. Даже в этом случае при оценках общего риска для населения ( что требует прогнозов его численности и распределения на период, составляющий многие века) и стоимости риска (что будет зависеть от социальной ориентации общества в течение этого времени), попытки установить количественные границы неопределенностей дадут, видимо, область значений, слишком широкую, чтобы ее можно было использовать в качестве основы для сравнений и оптимизации способов захоронения. Эта проблема может быть решена путем учета существенности вкладов в общий риск в зависимости от времени их возникновения после захоронения. Такой подход позволяет не придавать излишнего значения долгосрочным рискам, которые в настоящий момент не могут быть реалистично оценены. Хотя расчеты могут быть выполнены удовлетворительно с математической точки зрения, необходимо учитывать, что выбор весового коэффициента равнозначен приданию численного значения субъективной оценке важности долгосрочных 42 последствий. В этой оценке должен принимать участие представитель системы здравоохранения, выступающий как консультант правительства или местных органов здравоохранения. Он должен непосредственно участвовать в расчетах и хорошо знать выбранные весовые коэффициенты с тем, чтобы они были точно отражены в его рекомендациях. Методология Можно установить следующую последовательность действий, необходимых для обеспечения четкого соответствия двум основным принципам или критериям, которые были сформулированы на с. 39. 1. Выявить все практически осуществимые способы. При этом будет обнаружено, что одни из них разработаны более других, а некоторые, может быть, придется отвергнуть из-за отсутствия достаточной информации. Если отвергнутый способ представляется перспективным, на этой стадии еще возможно, в зависимости от имеющегося в распоряжении времени, начать исследования для получения большей информации и, если будут получены обнадеживающие результаты, одобрить и этот способ. 2. Определить, соответствует ли каждый способ установленным .МКРЗ пределам индивидуальных доз (или другим установленным пределам) в течение длительных периодов времени. Отвергнуть все способы, которые не соответствуют этому критерию. 3. Определить затраты (в денежном выражении) для каждого отобранного способа. 4. Определить коллективную дозу для населения, связанную с каждым отобранным способом. 5. Отвергнуть способы, для которых характерны как более высокие издержки, так и более высокие коллективные дозы по сравнению с другими способами. Если на этом этапе остается только один способ, он будет отобран в соответствии со вторым критерием. Если нет, то потребуется два дополнительных этапа. 43 6. Помножить коллективную дозу на оцененное (в денежном выражении) значение снижения общего риска, то есть установить затраты на человеко-зиверт. 7. Выбрать способ, характеризующийся наименьшими о бщими з атратами. Большим преимуществом этой методики для представителей органов здравоохранения является то, что аргументы при выборе способа захоронения систематизированы и позволяют ясно выявлять пробелы,_допущения и неопределенности. Затем представитель органов здравоохранения может участвовать в процессе принятия решения, добавляя собственное мнение к оценке, когда требуется субъективное суждение. На конечном этапе, когда выбранный способ должен получить одобрение или подвергнуться публичному обсуждению до одобрения, представитель органов здравоохранения сможет ясно описать процесс выбора и сделанные допущения с тем, чтобы можно было правильно принять политическое решение. Окончательное политическое решение может по вполне резонным причинам отличаться от технического решения по выбору лучшего способа захоронения, однако причины выбора последнего будут, по крайней мере, ясно выражены и поняты. 44 4СПОСОБЫ ЗАХОРОНЕНИЯ Единственная технология, применяемая в настоящее время в промышленности для иммобилизации жидких высокорадиоактивных отходов, - французская технология AVM - производит блоки боросиликатного стекла весом около 360 кг, отлитые в контейнеры из нержавеющей стали диаметром 0,5 м и высотой 1 м. Контейнеры герметизируют с помощью сварной крышки, дезактивируют и хранят в охлаждаемой воздухом камере с цилиндрическими углублениями в бетонном полу, закрытыми стальными крышками (14). Таким же образом можно было бы хранить отходы при других способах иммобилизации, если они будут внедрены в промышленном масштабе. Хотя хранение предварительно обработанных высокорадиоактивных отходов долее нескольких десятилетий возможно с технической точки зрения, обычно это считается неприемлемым и поэтому необходимо решать проблему захоронения. Пока она решается, необходимо буферное хранение отходов (23). Любой способ хранения и захоронения состоит из нескольких отдельных операций, для которых начальные этапы могут быть одинаковыми: - буферное хранение жидких высокорадиоактивных отходов по мере их образования; - транспортировка жидких отходов для долгосрочного хранения, при котором происходит распад; - хранение жидких отходов в период распада - выдерживание; - транспортировка на завод по иммобилизации отходов; - иммобилизация (состоящая из двух этапов в процессе AVM); - буферное хранение жидких отходов на заводе по иммобилизации отходов; - герметизация контейнеров; 45 - дезактивация контейнеров; транспортировка к месту хранения; - хранение. В качестве материала для контейнеров выбрана нержавеющая сталь, поскольку она устойчива к химическим и радиационным воздействиям в процессе отливки и впоследствии - во время хранения горячих, крайне радиоактивных отходов. Может оказаться необходимым использовать на более поздней стадии, когда радиоактивность существенно спадет, дополнительный внешний контейнер. Это позволит улучшить изоляцию в течение длительного периода окончательного хранения или захоронения. На первый взгляд выбор между долгосрочным хранением или захоронением должен-быть сделан в пользу первого, поскольку при этом можно избежать дополнительных погрузочно- разгрузочных операций, транспортировки и полевых работ. С другой стороны, спустя длительное время может потребоваться периодическая реконструкция складов, и необходимо принять во внимание возможность утечки отходов в результате ухудшения условий хранения. Фактически требования к хранению отходов на складе должны быть столь же строгими, как и требования к хранилищам. Более того, если невозможно обеспечить адекватное наблюдение и сохранение информации в течение длительного времени хранения отходов, а этот период более долгий, чем большинство цивилизаций переживает без переворотов, то более предпочтительным с учетом критериев, описанных в главе 3, оказывается захоронение в отдаленном месте. Фактически выбор осуществляется не просто между хранением и захоронением. Поскольку буферное хранение является составной частью любого способа захоронения, существует множество систем захоронения с различными периодами хранения, соответствующими отдельным операциям по хранению жидких и твердых отходов. Эти параметры также должны учитываться при оценке систем захоронения наряду с методами захоронения. Мы имеем дело с системой в целом (а не просто со способом захоронения), которая должна быть выбрана на первом этапе процесса оценки, описанном в конце главы 3. 46 Захоронение в геологических формациях Наиболее разработанной концепцией захоронения высокорадио­ активных отходов в настоящее время является изоляция их в специальных горных выработках (24) . На национальном и международном уровне проводится изучение ряда геологических сред с целью определения возможности использования их для захоронения отходов на очень долгое время. Такая природная система должна обеспечивать, в дополнение к искусственным барьерам внутри отходов и вокруг них (отверждение, упаковки в контейнеры, окружающие поглотители), множественные барьеры, способные предотвратить или замедлить миграцию радионуклидов из хранилища в биосферу. Природная система барьеров включают горную породу, в которой находится хранилище, окружающие геологические формации и гидрогеологическую окружающую среду. Преследуются две основные цели: свести к минимуму вероятность того, что циркулирующие подземные воды придут в соприкосновение с контейнерами, и максимально снизить миграцию любого радионуклида при утечке. Критерии выбора месторасположения хранилища (25) касаются горной породы, в которой будет создано хранилище, среды, окружающей горную породу, возможной утечки из хранилища и строительства хранилища. Хотя эти четыре критерия для простоты изложения рассматриваются здесь по отдельности, между ними имеется и некоторая связь, например, гидрологические условия связаны с типом породы и проблемами строительства. Горная порода, в которой предполагается разместить хранилище, должна залегать на такой глубине, чтобы любые возможные естественные процессы на поверхности не оказывали неприемлемого воздействия на функционирование хранилища. Она должна быть достаточно протяженной во всех направлениях, чтобы вместить службы хранилища и чтобы строительство и эксплуатация хранилища не повлияли неблагоприятно на ее характеристики. Теплофизические свойства горной породы, в которой размещается хранилище, определяют ее способность поглощать и рассеивать тепловую энергию, выделяемую радиоактивными отходами. Поглощение энергии может изменить существующее механическое и химическое равновесие, а тепловое расширение 47 может вызвать напряжения и деформации, которые могут привести к образованию трещин и возникновению оползней. Механические свойства горной породы определяют характер деформаций, которые могут возникнуть из-за излучаемого тепла или в процессе строительства хранилища. Соли и сланцы подвержены ползучести и способны в результате деформации закупоривать возможные пути притока подземных вод. С другой стороны, более твердые породы, такие, как гранит, гарантируют большую устойчивость горных выработок, а также большую стойкость опор по отношению к термическим напряжениям. Горная порода, в которой располагается хранилище, может играть роль физического барьера для подземных вод, а также поглощающей среды, способной извлекать радионуклиды, растворенные в подземных водах. Ее эффективность как физического барьера зависит от разнообразных факторов, включающих: скорость течения подземных вод; геометрию и характеристики трещин; пористость; градиенты температуры и давления в участке расположения хранилища; удельную поверхность породы и наличие веществ, способных под действием подземных вод заполнять трещины. При фильтрации вод через породу радионуклиды могут извлекаться из них в ходе различных процессов, включая осаждение, ионный обмен, поверхностную адсорбцию и образование твердых растворов, в результате чего радионуклиды временно или постоянно удерживаются в породе. Эти процессы намного уменьшают скорость миграций большинства радионуклидов, так что она остается много меньше теоретического максимума, определяемого скоростью течения подземных вод. В этом отношении соли явно уступают граниту и осадочным породам. Применительно к некоторым геологическим образованиям (например, в соленосных породах) необходимо также учитывать способность подземных вод размывать породу. Вынос радионуклидов из хранилища, связанный с движением подземных вод, является наиболее вероятным механизмом их попадания в биосферу. Знание гидрогеологических характеристик породы, в которой размещается хранилище, и окружающей ее среды имеет важное значение для прогнозирования направлений и скоростей распространения радионуклидов. К наиболее существенным характеристикам относятся: локализация и мощность водоносных слоев; наличие водоносных пород; гидравлический градиент; 48 пористость и проницаемость пород, окружающих хранилище; скорость и направление стоков и притоков водоносных горизонтов; протяженность и направление*возможных путей оттока от хранилища к биосфере и сорбция радионуклидов на этих путях; возраст подземных вод в районе хранилища. Необходимо учитывать тектонические процессы, климатические изменения (особенно те, которые могут повлиять на гидрологические условия), эрозию земной поверхности и другие аналогичные явления длительного характера. Потенциально разрушительные тектонические явления могут быть следствием сбросов, сейсмической активности, вулканической активности, поднятий, погружений, а также изменения естественного распределения напряжений. Возможность эрозии земной поверхности следует учитывать в районах больших рек и крутых уклонов. Наконец, следует предусмотреть, чтобы место расположения хранилища не исключало разработку крупных месторождений полезных ископаемых в настоящее время или в будущем. Однако горные выработки не должны находиться столь близко от хранилища, чтобы возникала существенная опасность случайной перфорации системы хранилища при бурении или разработках недр в будущем. При предварительном отборе возможных типов территорий для захоронения проводится субъективный анализ этих факторов, включающий сравнение значимости отдельных факторов. Некоторые геологические формации, по-видимому, удовлетворяют ряду указанных требований, особенно такому важному, как геологическая устойчивость. К породам, которые в настоящее время считаются перспективными для размещения хранилищ, относятся месторождения каменной соли, твердые породы, такие, как гранит и базальт, и осадочные породы. Комиссия европейских сообществ проводит совместную программу исследований с полным обменом результатами (26). В Швеции проведено полное исследование осуществимости захоронения отработанного ядерного топлива (27) , аналогичные программы выполняются в США и Канаде. Результаты этих исследований становятся общим достоянием стран, заключивших между собой двусторонние соглашения. 49 Хотя основные свойства трех выбранных горных пород достаточно хорошо известны, их ожидаемое поведение необходимо проверить с помощью измерений на месте. Это единственный способ получения достоверных значений таких важных параметров, как распределения напряжений и температуры. Большая часть проводимой сейчас работы посвящена этой задаче. Изучение подземных вод на месте является очень важным потому, что, не считая прямого участия человека, это единственный естественный путь, с помощью которого радионуклиды могли бы возвратиться в среду обитания человека. Выявление разломов и трещин в горных породах и их природы, а также разработка реалистичных моделей течений подземных вод являются важной целью этих исследований. Считается, что радионуклиды в катионных формах будут в большей части быстро адсорбированы на поверхности пород, особенно глинистых, однако поведение анионных форм, например трансурановых элементов (особенно нептуния) и технеция, менее понятно и требует детальных исследований (28). Вторым важным фактором является температура, воздействию которой подвергаются под землей конструкции хранилища. Различные предварительные исследования определили допустимее пределы температуры окружающей породы в интервале от 100 до 200 °С. На этом интервале можно было бы остановиться при подходящей конструкции хранилища и обеспечении дистанции между контейнерами, однако необходимо дальнейшее исследование того, насколько критическими являются эти границы с точки зрения стоимости и прочности хранилища. Залежи каменной соли Месторождения каменной соли, пригодные для захоронения, встречаются в виде пластов и куполов, последние являются обычно более чистыми и более однородными. Возраст некоторых изученных месторождений насчитывает миллионы лет, что свидетельствует об их изолированности от воды и стабильности. Нетронутые залежи по существу непроницаемы, их влагосодержание не изменяется. Высокая теплопроводность обеспечивает хорошее рассеивание тепла, однако с увеличением температуры отмечается некоторая потеря 50 механической прочности. Пластичность каменной соли, приводящая к ликвидации трещин в ней и способная обеспечить герметизацию отходов, когда соляная засыпка образует сплошную массу, является ценным свойством с точки зрения изоляции отходов. Правда, одновременно она может несколько снижать устойчивость туннельных сводов. Большой опыт горнопроходческих работ в этом минерале позволяет надеяться на то, что эти трудности могут быть преодолены. Обширные исследования свойств месторождений соли проведены в Соединенных Штатах Америки (29-31). Был выявлен один из путей, по которому отходы могут прийти в соприкосновение с рассолом. Природная соль может содержать некоторое количество рассола, который имеет свойство мигрировать по направлению к источнику тепла, однако объем включений в виде рассола невелик по сравнению с количеством отходов и не представляет значительной проблемы. В Федеративной Республике Германии продолжается работа по изучению возможности использования месторождения каменной соли в Ассе, характеризующегося очень малым содержанием воды. Эксперименты in situ подтвердили результаты лабораторных испытаний механической прочности и показали, что скважины, содержащие контейнеры с отходами, заполняются солью благодаря ее ползучести. Проводятся также измерения напряжений. Возможные последствия затопления хранилищ изучались с помощью измерений в затопленных выработках бывших соляных шахт в Федеративной Республике Германии. Они показали, что граница раздела между соленой и пресной водой весьма отчетлива, через эту границу явно нет быстрых переходов (32). Совместные с ФРГ исследования проводились в Голландии. Была продемонстрирована возможность сухого бурения глубоких скважин в соляных пластах шахты Ассе. Возможные последствия затопления хранилища определялись с помощью моделирования. Во всех изученных случаях моделирование утечки радионуклидов давало их концентрацию в питьевой воде ниже предписываемых уровней. Хотя модель может быть еще несовершенна из-за недостатка данных на этом начальном этапе работы, полученный результат показывает, что даже такой инцидент ни в коей мере не будет катастрофичным (32). 51 Вывод из исследований, проведенных к настоящему времени в этих странах, заключается в том, что захоронение в подходящих месторождениях каменной соли вполне возможно. Кристаллические породы Разработки данного способа захоронения высокорадиоактивных отходов ведутся в Канаде, во Франции, в Швеции, Великобритании и в других странах. Разработки в шахте Стрипа в Швеции, первоначально осуществлявшиеся совместно с США, расширены под эгидой Агентства по ядерной энергии ОЭСР при финансовом и техническом участии Канады и Швейцарии. Среди кристаллических пород наибольшее внимание привлекает гранит. Граниты представляют собой плотную матрицу из монодисперсных крупных зерен с низкой пористостью, небольшим содержанием воды или вообще без воды и низкой проницаемостью между зернами. Образовавшись изначально при высоких температурах, они в целом не чувствительны к воздействию высоких температур, хотя тепловое расширение определенных видов этого минерала может - быть достаточным, чтобы образовать (или закрыть) трещины или поверхностные разломы. Хранилища в массивных гранитных образованиях могут быть хорошо изолированными от грунтовых вод и недоступными для человека при условии, что выбран монолитный массив достаточных размеров. Лабораторные работы направлены на определение физических и сорбционных свойств породы. Измерения in situ подтвердили расчеты распределения температуры и давления, основанные на лабораторных работах. Буровые керны дают информацию о качестве породы и ее прерывистости (33). Осадочные породы Эти породы состоят из осадков в акваториях обычно значительной протяженности. Они обладают низкой пористостью и высокой способностью сорбировать катионы. К этим породам относятся глинистые породы от пластических и известковистых глин до затвердевшего аргиллита и 52 глинистых сланцев, а также метаморфизированные кристаллические и аспидные сланцы; именно они привлекают наибольшее внимание. Глины обладают способностью устранять трещины и разломы благодаря своей пластичности, однако они чувствительны к теплу и гамма-излучению из-за наличия воды, заключенной в их пустотах. С ними легко работать, но необходимы соответствующие опоры для поддержания сводов тоннелей и камер. Таким образом, глина может служить в качестве физического и химического (сорбционного) барьера, благодаря чему отпадает необходимость использовать дополнительные поглощающие оболочки вокруг контейнеров. После предварительного исследования в лабораторных условиях в Бельгии'и Италии был сделан вывод (34), что плотные залежи глины на глубине 200 м и толщиной более 50 м можно считать потенциально пригодными для захоронения высокорадиоактивных отходов. Однако необходимо тщательно оценить воздействие тепла и излучения (радиолиз воды) в каждом месторождении, чтобы определить его пригодность для захоронения. Для дальнейшего развития исследований намечено сооружить лабораторию на глубине 220 м и в ядерном центре в Моле (Бельгия). . Проекты хранилищ в геологических формациях Ряд таких проектов был разработан в Бельгии, Канаде, Франции, Федеративной Республике Германии, Нидерландах, Швеции, Швейцарии, Великобритании и Соединенных Штатах Америки (35). Первым шагом является обеспечение хранения в течение долгих лет, поскольку выделение тепла уменьшается вдвое приблизительно за 100 лет. Сейчас рассматриваются периоды в 10-100 лет. Проекты обычно основываются на предположении, что отходы, содержащиеся в контейнерах, находятся в остеклованном виде, но что размеры контейнеров и процент продуктов деления могут варьироваться в определенных пределах с тем, чтобы создать соответствующие условия для проведения погрузочно- разгрузочных операций, транспортировки и охлаждения. Велись дискуссии и относительно конструкций контейнеров. 53 Например, следует ли обеспечивать дополнительную внешнюю защиту контейнеров или вместо этого использовать толстостенные контейнеры с относительно малой коррозионной устойчивостью либо тонкие контейнеры с большой коррозионной устойчивостью. Вероятность проникновения радионуклидов из отходов в подземные воды можно было уменьшить путем сооружения дополнительной защитной оболочки контейнеров /"например, из свинца и титана (2 1 )] и помещением контейнеров в среду с высокой сорбционной способностью, такую как бентонит. Тепло, генерируемое хранящимися отходами, будет рассеиваться в массе породы. Вероятные температуры можно предсказать с достаточной точностью, однако их воздействие на породу еще не вполне понятно и является предметом активных исследований. В настоящее время оно более ясно для соли и в меньшей степени для гранита и глины, однако результаты названной выше работы.дают информацию и об этих двух породах. В предлагаемых проектах температура породы в пределах 100-200 °С рассматривалась как максимально допустимая. Предполагается, что хранилище должно находиться на глубине 250-1000 м от поверхности, но в глинистых разработках на глубине свыше 250 м можно встретиться с трудностями. Практически все проекты предусматривают размещение контейнеров в углублениях, пробуренных в полу хранилища. Задача бурения глухих углублений большого диаметра под землей требует дальнейшей проработки, но,без сомнения,эту проблему можно решить. Стоимость строительства хранилища зависит от всех этих факторов и еще детально не рассчитана. Проводимые в настоящее время исследования дадут дополнительные сведения, на основании, которых можно будет сделать более точные оценки, но уже сейчас ясно, что стоимость строительства и эксплуатации хранилища составит лишь малую часть (порядка 1 %) всех затрат, связанных с производством ядерной энергии. Возможно, что эти первые проекты слишком осторожны и что при наличии дополнительных данных станут оправданными менее дорогие способы. 54 Пока нет никаких оснований предполагать, что радиологические последствия окажутся неприемлемыми, но это необходимо доказать с помощью специальных моделей, разработанных на основе проектов и в процессе исследования конкретных территорий. В настоящее время модели несовершенны и используются для выявления наиболее важных и определяющих характеристик с тем, чтобы направить исследования на их изучение. Когда будут получены соответствующие данные, модели можно будет усовершенствовать. Таким образом, процесс является интеративным: для моделей нужны данные, а данные изменяют модели. В конце концов будет разработана модель, применимая ко всей системе захоронения и предназначенная для осуществления оптимизации. Оценка этапов в этой системе будет достаточно простой для начальных операций, таких,как выгрузка и транспортировка, поскольку к этим процессам непосредственно относятся рекомендации МКРЗ. Транспортировка регулируется установленными МАГАТЭ Правилами транспортировки (36). Стадии, следующие за захоронением, будет труднее определить. Их оценка будет основана на моделях, в которых используются данные, полученные в экспериментальных условиях. Эти условия, включая и те, которые нельзя создать экспериментально, может быть, придется экстраполировать на длительные периоды времени. Невозможно, например, предсказать, каким будет контейнер с остеклованными отходами через 1000 лет. При моделировании окружающей среды обычно используют два подхода. В каждом из них процесс распространения радионуклидов в окружающей среде рассматривается по отдельности для ряда мысленных подсистем. В частном случае это могут быть. барьеры, образуемые контейнерами, их дополнительной внешней защитой, окружающим поглотителем; подземные воды в хранилище, в соседней породе и удаленных породах, а также растения, животные и другие компоненты, составляющие пищевые цепи. В методе с использованием концентрационных коэффициентов параметрами модели являются отношения равновесных концентраций (концентрационные коэффициенты) в соседних подсистемах. В методе с использованием системного анализа большее внимание уделяется динамическим условиям, предшествующим достижению равновесия, что может быть более оправдано в этом случае, поскольку распространение радионуклидов происходит медленно 55 даже в сжатом масштабе времени. Для описания эволюции системы во времени составлена группа дифференциальных уравнений с частными производными, аналогичных уравнениям, применяемым при исследованиях в области физиологии. Степень правильности данных и точности, требуемой от прогноза, может не оправдывать таких сложных подходов, и сейчас заметен сдвиг от обширных моделей, основанных на фундаментальных физико-химических и биологических закономерностях, к более простым регрессионным моделям, основанным на экспериментах. Однако неопределенность оценок степени безопасности и дискуссии о том, что считать подходящими моделями для оценок безопасности, не должны заслонять главную идею безопасности в предложениях по захоронению высокорадиоактивных отходов, которые не так много лет тому назад, могли бы вполне считаться приемлемыми. Отходы остеклованы, заключены в коррозионно стойкую оболочку, окружены поглощающим веществом, помещены в глубокую скважину в стабильной непроницаемой горной породе, так что примерно через 1000 лет активность отходов будет почти такой же, как у природных радиоактивных руд. Даже с учетом неопределенностей трудно предположить, что за это время может произойти утечка значительного количества радионуклидов. Захоронение в океане В принципе для оценки других способов захоронения можно использовать те же методы, но эти способы еще не подвергались такому тщательному обсуждению и экспериментальному изучению, как захоронение в геологических формациях. Вероятно, наиболее перспективный способ или, вернее, группа способов, связана с захоронением в океане. Она включает пять возможных вариантов. 1. Хранилища в океанических осадочных отложениях на большой глубине (под морским дном). 2. На дне океана (на дне моря). 3. В зоне субдукции. 56 4. В зоне разломов дна океана. 5. В конусах выноса осадочных пород. Хранилища в донных породах Этот способ аналогичен захоронению в геологических формациях с той разницей, что они относятся ко дну океана. В рамках программы, осуществляемой фирмой Сандия Лэбораториз в США с начала 70-х годов, проводится изучение этого способа (37). Позднее Агентство по ядерной энергии ОЭСР также участвовало в координации и развитии исследований в этой области. Хотя очень важные вопросы пока неясны, из результатов исследований следует, что в океане несколько типов донных осадочных пород разного происхождения вполне могут служить эффективным барьером в системе изоляции высокорадиоактивных отходов и предотвращения их проникновения в гидросферу в течение 10^-10® лет. Некоторые неясные вопросы, видимо, будут уточнены с помощью проводимых или планируемых экспериментов. Этот способ обещает ряд преимуществ. 1. Доступные осадочные отложения имеют очень большую площадь. 2. Однородность свойств осадков на большой площади. Это позволяет определить параметры модели с достаточной точностью по небольшому числу кернов осадков и данным геофизической разведки. 3. Установленное во многих случаях отсутствие воздействия погоды и климата на осадочные отложения. Можно отметить, что, например, в северной части Тихого океана ледниковые периоды не оказывали никакого воздействия на осадочные породы или их образование в течение не менее 70 млн. лет. 4. Наличие больших зон, не охваченных сейсмической или тектонической активностью, а также зон, где вулканическая деятельность может быть достаточно точно предсказана. 57 5. Низкая пористость осадочных пород и их высокая способность сорбировать большинство радионуклидов. 6. Способность неконденсированных, мягких осадочных пород к самоликвидации выемок, возникающих после погружения в них отходов, или других дефектов. 7. Незначительное количество на дне океана ресурсов, могущих быть объектом добычи. Эти преимущества можно сравнить с аналогичными свойствами исследуемых в настоящее время горных пород на суше, описанными в главе 3. Далеко не все понимают, что прогнозы свойств и поведения океанических осадочных отложений как во времени, так и в пространстве более точны, чем соответствующие прогнозы для большинства горных пород на суше. Описываемый способ, однако, вызывает некоторые политические проблемы, которые хотя и не относятся к технической стороне оценки, но являются источником реальньк практических затруднений. В конечном итоге, приемлемость того или иного способа захоронения зависит от оценки риска для здоровья и степени неопределенности такой оценки. В случае захоронения на суше решение по этому поводу может быть принято национальным органом соответствующей страны при консультации, если необходимо, с соседними странами. В случае же захоронения в океане к принятию решения должны быть привлечены разные страны и, естественно, те из них, которые не заинтересованы в захоронении высокорадиоактивных отходов, будут предъявлять более жесткие требования, чем заинтересованные страны. При этом первые будут менее склонны рисковать судьбой ресурсов океана вплоть до открытой оппозиции любому использованию океана для захоронения отходов. В нашем исследовании мы не ставим задачу выразить мнение по столь сложному международному вопросу, но должны отметить, что он может ограничить возможность использования данного способа. Мы рекомендуем, чтобы с помощью соответствующих международных организаций был рассмотрен вопрос об определении общеприемлемого уровня риска как основы для развития данного способа захоронения. 58 Дно океана Имеется предложение размещать иммобилизованные отходы на дне океана на больших глубинах в контейнерах с достаточным запасом прочности на длительный период. Если такое захоронение проводить в слое стабильных осадочных образований, то возникает дополнительный барьер, препятствующий распространению радионуклидов, что выгодно отличается от размещения отходов на дне океана, состоящем из твердых горных пород. При этом роль искусственных барьеров играла бы матрица, в которую включены отходы, и содержащие их контейнеры. При существующем уровне знаний об океанических течениях, а также о процессах вымывания и переноса веществ в океане фактически невозможно разработать действенные модели оценки возможных в этом случае доз для человека. Для реалистичной оценки данного способа требуется дополнительная информация. По условиям Лондонской конвенции о предотвращении загрязнения моря сбросами отходов и других материалов не разрешается сброс в моря высокорадиоактивных отходов, то есть отходов, подпадающих под определения и рекомендации, данные МАГАТЭ (38). Зона субдукции Весьма заманчива мысль о размещении иммобилизованных отходов в соответствующих контейнерах в районах, где земная кора под океаном движется в глубь земли. Отходы будут двигаться вместе с ней, чтобы расплавиться и исчезнуть, возможно, навсегда, или,по крайней мере, на сотни миллионов лет. В настоящее время мы не можем определить с уверенностью, какие районы океанического дна будут непрерывно опускаться, а какие в результате тектонической или вулканической деятельности вновь появятся на поверхности земли. Зоны разломов дна океана Чаще всего это территории, характеризующиеся высокой скоростью накопления осадков и низкой тектонической активностью, что сулит заманчивые возможности. К сожалению, в этих зонах, как установлено, возникают спорадические мутьевые потоки, оставляющие после себя мощные слои осадочных отложений. Они непредсказуемы и могут на своем пути нарушить места захоронения отходов. 59 Обширные конусы выноса осадочных пород Это весьма мягкие, очень быстро накапливающиеся осадки вблизи устьев больших рек, таких как Миссисипи, Ганг и Нил. Эти конусы выноса осадков сильно подвержены климатическим изменениям и последствиям хозяйственного использования рек. Они также могут непредсказуемо перемещаться в связи с оползнями и обвалами мягких осадков. Другие способы В качестве возможных способов захоронения высокорадиоактивных отходов рассматривался еще ряд подходов, но они не вызывают такого интереса, как подходы, связанные с захоронением в геологических образованиях или в морских и океанических донных породах. Ни один из них не разработан до стадии, позволяющей провести оценку затрат и оптимизацию (30,39). Далее будет дано их краткое описание и отмечены их наиболее важные достоинства и недостатки. Вывод в космическое пространство Было выдвинуто несколько идей захоронения в космосе. В настоящее время предпочтение отдается предложению о выводе разделенных актинидов на круговую гелиоцентрическую орбиту на расстоянии, равном половине пути от Земли до Венеры. Как показали расчеты, эта орбита останется стабильной в течение, по крайней мере, миллиона лет и не будет пересекаться с орбитами обеих планет. Отходы могут быть доставлены на орбиту вокруг Земли с помощью космического корабля типа "Шаттл", а затем выведены с помощью ракеты на гелиоцентрическую орбиту. Этот способ дает возможность полностью удалить отходы с Земли. С другой стороны, не исключены (по крайней мере, на современной стадии развития космической техники) аварии во время старта и при перемене орбиты, которые могут привести или к возвращению целиком отходов на Землю, или к их беспорядочному рассеиванию. Анализ издержек и последствий таких аварий еще не проведен, и сам способ является пока не более чем гипотезой. 60 Ядерные превращения Практически все продукты деления в высокорадиоактивных отходах распадутся до ничтожных уровней активности за срок менее 1000 лет, после чего радиоактивность отходов будет определяться актинидами. Идея использования ядерных превращений как способа ликвидации отходов основана на превращении актинидов в продукты деления с помощью бомбардировки нейтронами. Бомбардировку можно было бы проводить в нейтронном поле реактора АЭС, причем высвобожденная в результате деления энергия добавилась к общей энергии АЭС. При этом способе продолжительность риска последствий, связанных с отходами,могла бы быть менее 1000 лет. Поскольку превращение не достигает 100 %, требуется последующее выделение актинидов, а, кроме того,до облучения нейтронами нужно будет отделить актиниды от отходов. Эта идея представляется технически возможной, хотя весьма сомнительно, удастся ли осуществлять систематически требуемое химическое отделение в условиях промышленного производства. Для этого необходимо значительно усовершенствовать технологию. Такой проект не был бы чрезмерно дорогим, но не был бы и экономически выгодным. Долгосрочные выгоды в радиологическом отношении были бы невелики, и их мог бы свести на нет краткосрочный ущерб, связанный с процессами разделения (40). Захоронение в ледниках и ледниковых покровах Было выдвинуто три типа предложений по захоронению в ледниковых покровах (вплавление в лед, закрепление во льду и размещение на его поверхности). Концепция, основанная на расплавлении льда, предусматривает помещение каждого контейнера с отходами в углубление на поверхности, предпочтительно в центре ледникового покрова. Контейнер опускается до основания ледникового покрова, расплавляя лед за счет тепла, которое выделяется при радиоактивном распаде. Вычислено, что потребуется 5-10 лет, чтобы контейнер достиг основания ледникового покрова толщиной 3000 м. 61 Концепция закрепленного размещения отходов дает возможность возвращения контейнера обратно в течение периода до нескольких сотен лет, во время которого такое размещение может вполне рассматриваться как хранение. Предполагается, что контейнер с отходами будет помещен в предварительно просверленное во льду отверстие и при таянии будет опускаться до тех пор, пока его спуск не будет остановлен с помощью прикрепленного к нему и закрепленного на поверхности троса длиной 200-500 м. Новый снежный покров постепенно покроет плиты крепления, и вся система будет медленно, погружаться в толщу льда. Подсчитано, что она достигла бы основания ледника на глубине 3000 м через 30 000 лет. К этому времени количество тепла, выделяемого при распаде, было бы уже ничтожным. Отходы и крепление будут двигаться при спуске также и в направлении движения ледника. При хранении на поверхности хранилище должно покоиться на сваях или опорах, установленных на несущих нагрузку плитах, которые в свою очередь погружены в толщу льда. Контейнеры с отходами будут располагаться в отсеках хранилища и охлаждаться за счет естественной циркуляции воздуха. Вначале будет возможно изъятие отходов обратно, но в конечном счете, по достижении предела поддержки вся система медленно втает в ледовую толщу, возможно, через несколько столетий. Хотя захоронение в удаленных ледниках может показаться на первый взгляд весьма привлекательным, оно не исключает попадания отходов вновь в окружающую среду, а также изменений в ледниковом покрове, которые могут вызвать далеко идущие последствия. Потребовались бы широкие исследования по прогнозированию движения ледников, скорости увеличения (или уменьшения) толщины ледникового покрова, скоростей подледных течений и триггерных механизмов. Основная неопределенность касается глобальных долгосрочных погодных явлений, воздействующих на стабильность ледниковых покровов и на уровни морей. Развитие этих способов захоронения не стоит сегодня на повестке дня. Закачивание в скважину Для полноты надо упомянуть еще два способа, используемые для захоронения низко- и среднерадиоактивных отходов. Они 62 были предложены и для захоронения высокорадиоактивных отходов, хотя концепция непосредственного захоронения жидких высокорадиоактивных отходов в геологических формациях, на которой они основаны, подвергалась сильной критике, и эти способы остаются не более чем предложениями. В первом способе кислотные отходы закачивают в пористые или трещиноватые пласты (на глубине более 1000 м) , которые хорошо изолированы перекрывающими их относительно непроницаемыми породами. Отходы остаются в жидкой форме, они рассеиваются, проникают в окружающую среду и взаимодействуют с ней. Необходимо оценить возможность возвращения некоторых радионуклидов в биосферу, а также возможность концентрирования плутония, имея в виду и весьма низкую вероятность достижения критичности. При втором методе жидкие известковые растворы с отходам* вводят в предварительно раздробленные глинистые сланцы. Жидкие отходы смешивают с цементом и глиной, закачивают в подходящие сланцевые образования на глубину приблизительно 300-500 м, где они затвердевают, образуя тонкие, твердые дискообразные формации. Дальнейшее развития Ни один из этих способов, за исключением захоронения в геологических формациях, не был развит -до стадии, позволяющей говорить о систематическом использовании. Даже захоронение в геологических формациях требует дальнейшей проработки. Сейчас можно с уверенностью ожидать демонстрации этого способа как успешной технической операции. Кроме того, предложены различные варианты захоронения в искусственных сооружениях иммобилизованных отходов, упакованных в контейнеры. Глубокие шурфы Отходы в контейнерах предлагается помещать в пробуренные на глубину 3000-5000 м шурфы, которые затем должны быть герметизированы. Окружающая горная порода будет обеспечивать изоляцию отходов, а большая глубина обеспечит достаточное замедление их проникновения в биосферу. Климатические и иные изменения на поверхности вряд ли будут воздействовать на отходы, находящиеся на такой глубине. 63 Остров Согласно этому предложению отходы могут быть размещены в глубокой стабильной геологической формации под островом, который сам будет занят под портовое хозяйство. Это обеспечит удаленное захоронение отходов в среду с благоприятными гидрогеологическими условиями. Этот метод мог бы обеспечить дополнительный барьер между отходами и биосферой, так же как способ, предусматривающий захоронение под морское дно. Основным барьером служила бы геологическая формация, а дополнительным, в зависимости от гидрогеологической системы острова, - море. Использование всего острова для захоронения отходов облегчило бы наблюдение за неприкосновенностью хранилища. Стабильность острова в долгосрочной перспективе будет зависеть от геологических условий. Необходимо оценить вулканическую и сейсмическую деятельность и эрозию как процессы способные привести к попаданию отходов в биосферу. Необходимо было бы оценить и последствия медленных, но значительных геологических изменений, влияющих на климат или уровень моря. Расплавленные горные породы Эта идея основана на размещении отходов в глубоких скважинах или полостях в условиях, когда скорость рассеивания тепла незначительна и достигаемая температура достаточна для плавления окружающей горной породы. Расплавленная порода растворила бы отходы или включила их в себя. Одно из предложений предусматривает размещение высокорадиоактивных жидких отходов непосредственно в глубокорасположенной полости в кремнистой породе с низкой проницаемостью. При оценке этого метода,помимо обычных соображений, учитываемых при геологическом захоронении, необходимо было бы иметь в виду возможный выброс летучих радиоактивных веществ во время расплавления породы (41). В теории, следуя принципам МКРЗ, представленным в этом докладе, следовало бы рассмотреть и оценить все способы, но на практике невозможно детально оценить каждый 64 предложенный способ, и поэтому предварительный выбор делают на основе общих заключений о радиологической безопасности и затратах. Отобранные способы затем необходимо оценить более детально, проведя исследования для определения параметров, которые влияют на'риск. 65 5ОБЯЗАННОСТИ МЕЖДУНАРОДНЫХ ОРГАНИЗАЦИЙ Захоронение высокорадиоактивных отходов имеет международные последствия. Необходимость удаления некоторых радионуклидов, содержащихся в этих отходах, на период времени более долгий, чем тот, в течение которого в прошлом оставались стабильньми государственные и политические границы, а также возможность загрязнения океанов и атмосферы требуют международно приемлемых и принятых методов захоронения, основанных на согласованных в международном масштабе целях здравоохранения и медико-санитарных нормативах. Кроме того, некоторые предложенные методы захоронения (например, на морском дне или под ним, в ледниках или в космосе) также потребуют заключения международных соглашений и конвенций. Поэтому необходимо, чтобы международные организации играли активную роль в обеспечении охраны здоровья и безопасности людей, а также защиты окружающей среды. МАГАТЭ, ВОЗ, Агентство по ядерной энергии ОЭСР, Комиссия европейских сообществ и СЭВ уже сейчас ведут активную деятельность в этой области. Их роль в настоящее время заключается главным образом в развитии обмена научной и технической информацией. Они субсидировали международные рабочие группы, публиковали технические документы и действовали в качестве посредников при обмене информацией между государствами-членами. Помимо этого,существует много двухсторонних и многосторонних соглашений по обмену информацией между заинтересованными странами. В некоторых случаях (таких, как совместная научно-исследовательская программа в Стрипе, Швеция) работа субсидируется совместно несколькими странами. МАГАТЭ также рассмотрело возможные регионы расположения заводов по переработке отходов и участков их захоронения. Международные организации должны продолжать активную деятельность в следующих областях: 66 а) сбор, анализ и распространение технической и научной информации о существующих видах деятельности и тенденциях в форме, пригодной для использования всеми странами; б) поощрение и субсидирование исследований и разработок в выбранных областях; в) участие в исследованиях по захоронению отходов в контексте регионального или международного планирования; г) оказание технической помощи и консультаций национальным органам контроля, а также подготовка кадров по просьбе соответствующих стран; д) разработка приемлемых в международном масштабе рекомендаций, стандартов и нормативов для использования национальными учреждениями и государственными органами; е) выполнение своих обязанностей в рамках любых касающихся определенного вопроса международных конвенций, которые могут быть приняты. Например, МАГАТЭ обязано дать определение высокорадиоактивным отходам как неподлежащим сбросу в океаны согласно Лондонской конвенции. В 1978 г. МАГАТЭ учредило Технический комитет по нормативным аспектам подземного захоронения радиоактивных отходов, совещание которого состоялось в Лондоне в сентябре того же года. Главная цель встречи, на которой присутствовали представители 17 стран, заключалась в обмене информацией, обсуждении нормативных вопросов, представлянзцих взаимный интерес, и подготовке руководства о процедурах контроля за захоронением высокорадиоактивных отходов в глубоких геологических формациях. На основе этих обсуждений недавно был выпущен документ МАГАТЭ (42), который содержит руководящие принципы о.процедурах контроля. Хотя он касается специально захоронения отходов в глубокозалегающих геологических формациях, его основные установки о компетенции и деятельности государственных органов контроля применимы и к захоронению высокорадиоактивных отходов любым другим способом. Рабочая группа одобрила эти установки, основанные на следующих принципах. Захоронение высокорадиоактивных 67 отходов должно регулироваться правительствами с тем, чтобы обеспечить и поддерживать достаточно безопасные условия в настоящем и так долго, как это может потребоваться, в будущем. В странах, где государство осуществляет связанную с ядерной энергией деятельность, в ходе которой образуются отходы, две разновидности этой деятельности - производство ядерной энергии и контроль за захоронением отходов - должны быть отделены друг от друга с тем, чтобы ограничения, вытекающие из второй, ни в коем случае не изменялись под влиянием первой. Вопросы, которые должен учитывать государственный орган контроля, включают: здоровье и безопасность; состояние окружающей среды; планирование землепользования и использования ресурсов; последствия строительства хранилищ (горных выработок); транспортировку отходов; юридическую ответственность. Поскольку некоторые из этих аспектов возникли только в связи с хранилищами, существующие процедуры и условия выдачи разрешений, возможно, нуждаются в изменении или расширении в интересах должного контроля за соответствующей деятельностью. Ввиду того, что опыт захоронения высокорадиоактивных отходов в хранилищах пока недостаточен, процедуры и условия могут меняться по мере его накопления. Население должно получать адекватную информацию об этих мерах предосторожности, а изменения и их техническое обоснование необходимо обсуждать в полном объеме и открыто. Основой для открытого обсуждения и развития технологии служит программа МАГАТЭ по подземному захоронению радиоактивных отходов, начатая в 1977 г. Целью этой программы является публикация серии научно-технических докладов и руководство по безопасности в пяти основных областях. 1. Общая деятельность, включающая контроль, оценку безопасности, основные руководящие установки и критерии. 2. Исследование и выбор мест расположения хранилищ. 3. Критерии допустимости помещения отходов в хранилище. 4. Проектирование и сооружение хранилищ. 68 5. Эксплуатация хранилищ, их закрытие и надзор за ними. Некоторые из уже опубликованных в этой программе документов упоминались в настоящем отчете (24,25,42). Вышла также более подробная публикация о технических основах контроля (43). Права и обязанности государственного органа контроля должны быть четко определены. Его функции должны включать: а) разработку правил или основных положений по критериям выбора мест расположения, проектирования, строительства, ввода в действие, эксплуатации и консервации хранилищ; б) определение информации, которую должна представлять организация-исполнитель на каждом этапе, ее анализ и оценка в) выдача лицензий, разрешений и директив в соответствии с государственной политикой; г) инспектирование мест захоронения и предписание условий; д) надзор за соблюдением лицензий и условий; е) проведение при необходимости собственных научно- исследовательских работ; ж) поддержание контактов с органами контроля в других странах и с международными организациями. Контроль за захоронением высокорадиоактивных отходов является не только функцией исполнительных и регламентирующих органов, но также может повлечь за собой принятие политических решений, которые могут воздействовать на процессы регламентирования. На всех этапах контроля следует стремиться привлечь к участию в нем все стороны, которые имеют к нему обоснованное отношение. Это, в частности, касается местных жителей, которые могут быть подвержены воздействию отходов, и имеет особо важное 69 значение, если эти жители являются гражданами соседней страны. С самого начала должны быть разработаны способы их подробного информирования, выявления и обсуждения их позиции. Это может потребовать заключения двусторонних соглашений между соседними странами. Необходимо публично показывать, что мнения местного населения адекватно учтены при формулировании правил. 70 СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ 1. Health implications o f nuclear power production. Copenhagen, WHO Regional Office for Europe, 1978 (WHO Regional Publications, Euro­ pean Series, No. 3). 2. Nuclear power: health implications o f transuranium elements. Copen­ hagen, WHO Regional Office for Europe, 1982 (WHO Regional Pub­ lications, European Series, No. 11). 3. Williams, L. The world energy situation and the response of the Euro­ pean Community. Journal o f the Institution o f Nuclear Engineers. 21(1): 3 (1980). 4. International Commission on Radiological Protection. Recommen­ dations o f the ICRP. Annals o f the ICRP, 1(3), 1977 (IC R P Publication 26). . . . . . . . 5. International Commission on Radiological Protection. Limits for intakes of radionuclides by workers. Annals o f the ICRP, 2(3/4), 1979 (ICRP Publication 30). 6. The effects on populations o f exposure to low levels o f ionizing radiation. Washington, DC, US National Academy of Sciences Committee on the Biological Effects of Ionizing Radiation, 1980. 7. International Nuclear Fuel Cycle Evaluation. Summary and overview. Status o f technologies related to radioactive waste management and disposal. Vienna, IAEA, 1979. 8. United States. Report o f the President's Commission on the accident at Three Mile Island. Oxford, Pergamon Press, 1980. 9. Radioactive waste management glossary. Vienna, IAEA, 1982 (IAEA- TECDOC-264). 10. Clelland, D.W. & Corbet, A.D.W. The management of high-level liquid wastes from reprocessing operations. In: Proceedings o f 5th Inter­ national Fair and Technical Meetings o f Nuclear Industries, 3 -7 Octo­ ber 1978. Basle, Nuclex, 1978. 11. Handling and storage o f high-level radioactive liquid wastes requiring cooling. Vienna, IAEA, 1979 (Technical Report Series No. 191). 12. Techniques fo r the solidification o f high-level waste products. Vienna, IAEA, 1978 (Technical Report Series No. 136). 13. Characteristics o f solidified high-level waste products. V ienna/IAEA, 1979 (Technical Report Series No. 187). 14. Vitrification inches towards a solution. Nuclear engineering interna­ tional, 25: 13 (1980). 13. Cohen, J .J . et al. Lead encapsulation of nuclear waste: a risk assess­ ment. In: Transactions o f the American Nuclear Socie tyV o l. 34. La Grange Park, IL, American Nuclear Society, 1980. 16. Ringwood, A.E. Safe disposal o f high-level nuclear reactor wastes: a new strategy. Canberra, Australian National University Press, 1978. 17. Objectives, concepts and strategies fo r the management o f radioactive waste arising from nuclear power programmes. Paris, Nuclear Energy Agency of OECD, 1977. 18. United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation. Sources and effects o f ionizing radiation. New York, United Nations, 1977. v.': . 19. The effects on populations o f exposure to low levels o f ionizing radiation. Washington, DC, US National Academy of Sciences Committee on the Biological Effects of Ionizing Radiation, 1972, 20. Cohen, J .J . Suggested nuclear waste management radiological perfor­ mance objectives. Livermore, CA, Lawrence Livermore Laboratory, University of California, 1979 (document UCRL-52626). 21. International Commission on Radiological Protection. Problems involved in developing an index o f harm. Oxford, Pergamon Press, 1977 (ICRP Publication 27). 22. International Commission on Radiological Protection. Statement and recommendations of the 1980 Brighton meeting of the ICRP. Annals o f the ICRP, 4(3/4) (1980). 23. Ahner, S. et al. Engineered intermediate storage of solidified high-level wastes. A comparison of an air cooled and a water cooled concept. In: Simon, R. & OrIowski, S., ed. Radioactive waste management and dis­ posal. New York, Harwood Academic Publishers, 1980. 24. Underground disposal o f radioactive wastes: basic guidance. Vienna, IAEA, 1981 (Safety Series No. 54). 25. Site selection factorsfor repositories ofsolid, high-level waste, and alpha- bearing wastes in geological formations. Vienna, IAEA, 1977 (Technical Report Series No. 177). 26. Orlowski, S. The European Communities’ research programme on the management and storage of radioactive waste: technical content, initial results, and future outlook. In: Simon, R. & Orlowski, S., ed. Radio­ active waste management and disposal. New York, Harwood Academic Publishers, 1980. 27. Nilsson, L.B. & Pappo, T. Feasibility of safe terminal disposal of spent nuclear fuel. International Atomic Energy Agency bulletin, 22(3/4): 63 (1980). 28. Barbreau, A. et al. Radionuclides migration in geological formations. In: Simon, R. & Orlowski, S., ed. Radioactive waste management and disposal. New York, Harwood Academic Publishers, 1980. 29. Bradshaw, R.L. & McClain, W.C., ed. Project salt vault: a demonstration o f the disposal ofhigh-activity solidified wastes in underground salt mines. Oak Ridge, TN, Oak Ridge National Laboratory, 1971 (document ORNL-4555). 30. Final environmental impact statement, waste isolation pilot plant. Washing­ ton, DC, US Department of Energy, 1980 (document DOE/EIS-0026). 31. Proceedings o f the 1980 National Waste Storage Program Information Meeting, Columbus, 9-11 December /9S0. Columbus, Office of Nuclear Waste Isolation, 1980 (document ONWI-212). 32. Kuehn, К. & Verkerk, В. Disposal in salt formations. In: Simon, R. & Orlowski, S., ed. Radioactive waste management and disposal. New York, Harwood Academic Publishers, 1980. , 33. Feates, F.S. et al. Disposal of high-level radioactive waste into crystal­ line rocks. In: Simon, R. & Orlowski, S., ed. Radioactive waste manage­ ment and disposal. New York, Harwood Academic Publishers, 1980. 34. Baetsle, L.H. & Mittempergher, M. Disposal in argillaceous forma­ tions. In: Simon, R. & Orlowski, S., ed. Radioactive waste management and disposal. New York, Harwood Academic Publishers, 1980. 35. Beale, H. et al. Conceptual design of repository facilities. In: Si­ mon, R. & Orlowski, S., ed. Radioactive waste management and dis­ posal. New York, Harwood Academic Publishers, 1980. 36. Regulationsfor the safe transport o f radioactive materials, revised edition. Vienna, IAEA, 1973 (Safety Series No. 6). 37. Anderson, D.R. Nuclear waste disposal in subseabed geologic formations: the seabed disposal program. Albuquerque, NM, Sandia Laboratories, 1979 (document SAND 78-2211). 38. The IAEA revised definition and recommendations o f 1978fo r the Lon­ don Dumping Convention. Vienna, IAEA, 1978 (document INFCIRC/ 205/Add. 1/Rev. 1). 39. Proposed rule making on the storage and disposal o f nuclear waste — statement o f the position o f the US Department o f Energy. Washington, DC, US Department of Energy, 1980 (document DOE/NE-0007). 40. Evaluation o f actinide partitioning and transmutation. Vienna, IAEA, 1982 (Technical Report Series No. 214). 41. Cohen, J .J . et al. In-situ incorporation of nuclear waste in deep molten silicate rock. Nuclear technology, 13: 76 (1972). 42. Development o f regulatory proceduresfor the disposal ofsolid radioactive waste in deep continental formations. Vienna, IAEA, 1980 (Safety Series No. 51). 43. Regulatory aspects o f underground disposal o f radioactive wastes. Vienna, IAEA, 1980 (document IAEA-TECDOC-230). Приложение 1 ГЛОССАРИЙ Некоторые термины и определения из глоссария по переработке и удалению радиоактивных отходов, Вена, МАГАТЭ, 1982 Acceptable limit - допустимый предел. Предел, приемлемый с точки зрения органа контроля. Actinide - актиниды. Элементы с атомным номером с 89 по 103 включительно. Все они радиоактивны. Annual dose limit - предел годовой дозы. Любой из пределов годовой эквивалентной дозы для отдельных лиц из числа населения или персонала, рекомендованный МКРЗ в рамках ее системы ограничения доз в Публикации МКРЗ № 26. Barrier (natural or engineered) - барьер (естественный или искусственный). Элемент системы захоронения, замедляющий или предотвращающий миграцию радионуклидов из отходов и/или хранилища в окружающую среду. Искусственный барьер - специально изготовленный или модифицированный элемент системы - может быть составной частью упаковки отходов и/или частью хранилища. См. многобарьерный. Becguerel (Bq) -беккерель (Бк) . Единица радиоактивности в системе СИ, эквивалентна одному акту распада в секунду. Bedded salt - пласты каменной соли. Месторождения соли, в которых она залегает почти горизонтально на обширной площади, причем слой относительно тонок в вертикальном направлении (приблизительно 200 м). Bioaccumulation - биологическая аккумуляция. Накопление химического элемента или соединения в живых организмах. 74 Borosllicate glass -боросиликатное стекло. 1. Переохлажденная жидкость на основе неупорядоченной решетки тетраэдров оксида кремния с включением катионов бора и других катионов. 2. Стеклянная масса, используемая как матрица иммобилизации для радиоактивных отходов. Calciner - кальцинатор. Высокотемпературная установка для превращения растворов отходов в твердую смесь окислов (кальцинов). Сап - оболочка. Герметизированный контейнер для ядерного топлива или других веществ, защищающий от химически активной среды и предназначенный для удержания радиоактивных веществ, образованных во время облучения. Может также использоваться как несущая конструкция. См. также “плакировка". Canister - контейнер. Емкость (обычно цилиндрической формы) для твердых радиоактивных отходов. Контейнер позволяет физическим путем удерживать радиоактивность; экранирование обеспечивается стенками контейнера, но может потребоваться дополнительное экранирование. Cladding (material) - плакировка (материал). Внешний слой материала, непосредственно окружающего ядерное топливо, или материал, защищающий от химически активной среды и обеспечивающий удержание радиоактивных веществ, образующихся при облучении содержимого. Также может быть несущей конструкцией. См. "оболочка". Collective dose equivalent - коллективная эквивалентная доза. Коллективная эквивалентная доза для населения, выражается в человеко-зивертах (чел.-Зв) и представляет собой сумму произведений индивидуальных (или per caput) эквивалентных доз на число лиц в каждой облученной группе населения. Collective dose equivalent commitment (or collective effective dose equivalent commitment) - ожидаемая коллективная эквивалентная доза (или ожидаемая эффективная коллективная эквивалентная доза. Ожидаемая эквивалентная доза, умноженная на число лиц в определенной группе населения. Обычно выражается в человеко-зивертах (чел.- Зв). 75 Compartment - подсистема (окружающей среды). Любая часть окружающей среды, которую удобно рассматривать как одно целое. (Используется в моделировании окружающей среды.) Concept, waste management - концепция обработки и удаления отходов. Основная идея, на базе которой может быть разработана практика обработки и удаления отходов. Примером концепции обработки отходов может служить иммобилизация жидких высокорадиоактивных отходов. Conditioning of waste - обработка отходов. Операции, которые превращают отходы в форму, удобную для транспортировки и/или хранения и/или захоронения. Эти операции могут включать превращение отходов в другую форму, упаковку отходов в контейнеры и заключение в дополнительную оболочку. Confinement (or isolation) of waste - удержание (или изоляция) отходов. Изъятие радионуклидов из среды обитания человека и ограничение их проникновения в окружающую среду в неприемлемых количествах или концентрациях. Containment - удержание. Способ хранения радиоактивных веществ, эффективно предохраняющий от их рассеивания в окружающей среде или обеспечивающий их утечку лишь в приемлемой степени. Contamination, radioactive - радиоактивное загрязнение. Присутствие радиоактивного вещества там, где это нежелательно. Cost-benefit analysis - анализ соотношения затрат и выгод. Систематическое изучение позитивных последствий (выгод) и негативных последствий (затрат) предпринимаемых действий. Например, такой анализ может быть использован при исследованиях оптимизации в практике радиационной защиты. Critical group - критическая группа. Для данного облучения - группа людей, облучение которых можно считать достаточно однородным и типичным для лиц, получивших высшую дозу. 76 Deep-well injection - закачка в глубокие скважины. Сброс жидких отходов через глубокие скважины в проницаемые, но замкнутые геологические формации глубоко под землей; способ удаления отходов из среды обитания человека. Detriment - ущерб. Математическая вероятность вреда, причиненного населению облучением, учитывающая не только вероятность каждого вида вредных последствий, но и серьезность каждого последствия. Ущерб в целом включает также вредные последствия, не относящиеся к здоровью людей, например, необходимость ограничивать использование некоторых территорий или продуктов. Если допустить существование линейной зависимости доза-эффект, то ущерб в отношении здоровья людей может быть непосредственно соотнесен с ожидаемой коллективной эквивалентной дозой. Dispersion - рассеивание. Суммарный эффект тех процессов переноса, диффузии и перемешивания, которые приводят к распределению веществ из отходов и стоков в возрастающем объеме воды или воздуха. Конечным результатом является разбавление этих веществ. Disposal - захоронение. Размещение отходов в хранилище или в определенное место без намерения использовать их в последующем. Захоронение также включает прямой сброс газообразных и жидких отходов в окружающую среду. См. хранение. Dose - доза. Общий термин, обозначающий количество радиации или энергии излучения, поглощенное средой. Доза должна определяться как поглощенная доза, эквивалентная доза, эффективная эквивалентная доза, эффективная ожидаемая эквивалентная доза, ожидаемая доза или коллективная доза. Непосредственно понятие "доза" может употребляться, если не важно, говорится ли о поглощенной дозе или об эквивалентной дозе. Dose commitment - ожидаемая доза. См. ожидаемая эквивалентная доза. 77 Dose equivalent - эквивалентная доза. Величина, равная произведению поглощенной дозы на средний коэффициент качества излучения и все другие поправочные коэффициенты, вводимые для оценки последствий облучения с целью учета различных характеристик облучения. Единица эквивалентной дозы в системе СИ называется зивертом (Зв) . Dose equivalent commitment (or effective dose equivalent commitment) - ожидаемая эквивалентная доза (или эффективная ожидаемая эквивалентная доза). В конкретных операциях, мероприятиях или решениях - интеграл на бесконечном интервале времени от мощности эквивалентной дозы на душу определенного контингента населения. Численность облученного населения не обязательно постоянна. Обычно выражается в зивертах (Зв). Emplacement - размещение. Помещение отходов в определенное место для хранения или захоронения. Food-chain - пищевая цепь. Образное выражение для обозначения последовательной зависимости в пище одних организмов от других, начиная от растений или организмов, питающихся остатками других организмов, и кончая крупными плотоядными животными. Сплетение или последовательность пищевых цепей составляет мозаику пищевых связей в природе. High-level waste - высокорадиоактивные отходы. 1. Очень радиоактивная жидкость, содержащая в основном продукты деления, а также некоторые актиниды, отделяется во время химической переработки облученного топлива (водные отходы первого цикла экстракции растворителем и другие связанные с ним жидкие отходы). 2. Отработанное ядерное топливо, если его рассматривают как отходы. 3. Любые другие отходы, если уровень их радиоактивности сравним с уровнями радиоактивности отходов, указанных в пунктах 1 и 2. (Заметим, что эти определения не соответствуют понятию "высокорадио­ активные отходы, непригодные для,сброса в океан", так как оно употребляется в Лондонской конвенции.) Host rock - порода (или среда). Геологическая формация, в которой находится хранилище. 78 Immobilization of waste - иммобилизация отходов. Превращение отходов в твердую форму, что уменьшает возможность миграции или рассеивания радионуклидов' с помощью естественных процессов во время хранения, транспортировки и захоронения. Ingest - попадание в организм через пищеварительный тракт. Irradiated fuel - облученное топливо. Ядерное топливо, которое было подвергнуто облучению в ядерном реакторе. Облученное топливо содержит значительное количество радиоактивных продуктов деления. Также называется отработанным топливом. Isolation of waste - изоляция отходов. См. удержание отходов. Justification, radiological - оправданность, радиологическая. Основание, позволяющее считать, что конкретные решения, способы действий или операции, могущие вызвать облучение людей, дают суммарный благоприятный результат. Model - модель. В прикладной математике аналитическое или математическое представление или формализация реальной системы и путей развития явлений внутри этой системы. Отдельные модели или модели подсистем могут при объединении образовывать модели системы. Multibarrier - многобарьерная система. Система с использованием одного или более независимых друг от друга элементов, изолирующих отходы от среды обитания человека. Ими могут быть фазовое состояние отходов, контейнер, другие искусственные барьеры, среда размещения и ее окружение. См. барьер. Optimization - оптимизация. В том смысле, в котором этот термин употребляется в практике радиационной защиты, уменьшение путем использования защитных мер ожидаемого ущерба от радиоактивного облучения населения до минимального реально достижимого (с учетом экономических и социальных факторов) уровня. Overpack - дополнительная защитная оболочка. Вторая (или дополнительная) наружная защита уже заключенных в контейнеры радиоактивных отходов. 79 Plasticity - пластичность. Свойство материала, например каменной соли, позволяющее ему подвергаться непрерывной деформации без значительного изменения объема или упругой обратимой деформации и без появления дефектов. Proliferation, nuclear - распространение, ядерное. Широко используемый термин, означающий приобретение ядерного оружия или средств осуществления ядерных взрывов страной или группой стран. Repository - хранилище. Специальное подземное помещение, в котором могут быть размещены отходы или захоронения. Repository system - система хранилища. Хранилище и все относящиеся к нему вспомогательные устройства и службы. Risk - риск. Мера вредных воздействий, которые могут быть следствием использования техники, по традиции определяемая как равная произведению вероятности приводящего к вредным воздействиям события на вероятность нанесения ущерба. Salt dome - соляной купол. Месторождение соли куполообразной формы, возникающее в результате движения соляных масс вверх в основном за счет диапиризма. Sievert (Sv) - зиверт (Зв). Единица эквивалентной дозы в системе СИ. Spent fuel - отработанное топливо. Твэлы ядерного реактора, которые были облучены в реакторе и использованы до такой степени, что их дальнейшее использование неэффективно. Stochastic event - стохастическое событие. Случайное событие, которое может быть предсказано только по вероятности его возникновения. Storage - хранение. Размещение отходов в подходящих условиях с намерением использовать их в последующем. Transmutation - ядерные превращения. Превращение одного элемента в другой естественным или искусственным путем 80 а) в результате бомбардировки ионизирующим излучением или ядерными частицами или б) при радиоактивном распаде, если исходный элемент радиоактивен. Transuranium nuclide - трансурановый нуклид. Нуклид,имеюций атомный номер больше, чем у урана (то есть более 92). Vitrification - остекловывание. Любой процесс превращения веществ в стекло или стеклообразную форму. Waste management - переработка и удаление отходов. Вся деятельность, административная и эксплуатационная, сопряженная с выгрузкой, переработкой, переводом в более удобную форму, транспортировкой, хранением и захоронением отходов. 81 Приложение 2 ЧЛЕНЫ ПОДГРУПП Подгруппа 1 (по технологии) Д-р Baetsl£ Д-р Clelland Г-н Irish Д-Р KryS (руководитель) Д-р Morris Д-р Oglaza Г-н Rajan (составитель отчета) Д-р Waite Подгруппа 2 (по окружающей среде) Г-н Neill Г-н Norrby Д-р Orlowski -р Bouville (составитель отчета) -р Bowen -н Hamstra -р Haug -р Iverson -р Niederer одгруппа 3 (по вопросам здравоохранения) -р Борисов -р Cohen -р Dutailly -р Goldin ’ д-р N<*not -р JohnSon (составитель отчета) г-н Webb -р Klener Д-р Parker (руководитель) Г — w Р я я ТгТг п Т а-н Paakkola Г-н Sinnaeve Д-р Комаров Д-р Lafontaine (руководитель) Д-р Malaro Кёпо* 82 Приложение 3 УЧАСТНИКИ Временные консультанты Д-р L.H. Baetsl£, руководитель, химический отдел, Центр по исследованиям в области ядерной энергетики; Моль, Бельгия Д-р Б.К. Борисов, старший научный сотрудник, Институт биофизики Минздрава СССР; Москва, СССР Д-р A.Bouville, отдел радиационной защиты, Центр ядерных исследований, Комиссия по атомной энергии, Фонтене- о-Роз, Франция Д-р V.T. Bowen, старший научный сотрудник, химический отдел, Вудсхоулский океанографический институт, Вудс-Хол, штат Мэриленд, США Д-р D.W. Clelland, руководитель, отделение по технической политике, исследованиям и разработкам, отдел переработки; Бритиш ньюклеар фьюэлз лтд; Риели, Уоррингтон, Великобритания Д-р J.J. Cohen, специалист по окружающей среде, Ливерморская лаборатория им. Лоуренса; Ливермор, штат Калифорния, США Д-р A.S. Goldin, специалист по окружающей среде (радиация), бюро радиационных программ, Агентство по охране окружающей среды, Вашингтон, округ Колумбия, США Г-н J. Hamstra, руководитель, отдел технического обслуживания, Научно-исследовательский центр, Фонд исследований в области энергетики, Петтен, Нидерланды 83 Д-р И.О. Haug, Центр ядерных исследований, Карлсруэ, Федеративная Республика Германии Д-р S.L. Iverson, руководитель, секция экологических исследований, Организация по ядерным исследованиям Вайтшел, "Атомик энерджи оф Канада лтд"; Пинава, провинция Манитоба, Канада Д-р J.R. Johnson, руководитель, секция биомедицинских исследований, отдел исследований в области здравоохранения, Ядерные лаборатории Чок Ривер; "Атомик энерджи оф Канада лтд", Чок Ривер, провинция Онтарио, Канада Г-н A.W. Kenny, инспектор по вопросам радиохимии, Управление по окружающей среде, Лондон, Великобритания (составитель отчета) Д-р V. Klener, руководитель, Центр по радиационной гигиене, Институт гигиены и эпидемиологии, Прага, Чехословакия Д-р М. KirS, руководитель, отделение радиохимической технологии, Институт ядерных исследований, Рец, Чехословация (заместитель председателя) Д-р A. Lafontaine, профессор и директор, Институт гигиены и эпидемиологии, Брюссель, Бельгия (заместитель председателя) Д-р J.C. Malaro, руководитель, секции лицензирования, отдел обработки и удаления отходов, Комиссия по ядерному регулированию, Вашингтон, округ Колумбия, США Д-р J.B. Morris, руководитель секции, опытный завод по остекловыванию, отделение химической технологии, Управление исследований по атомной энергии, Харуэлл, Великобритания Д-р J.-C. N^not, руководитель, отдел защиты, служба охраны здоровья, Институт ядерной безопасности и радиационной защиты, Центр ядерных исследований, Комиссия по атомной энергии, Фонтене-о-Роз, Франция Д-р U. Niederer, руководитель, отдел по обработке и удалению отходов, секция радиационной защиты, отдел ядерной безопасности, Федеральное бюро энергетики, Вюренлинген, Швейцария Г-н R.H. Neill, директор, группа по оценке состояния окружающей среды, отдел улучшения окружающей среды, департамент здравоохранения и окружающей среды штата Нью-Мексико, Санта-Фе, штат Нью-Мексико, США Г-н S. Norrby, специалист по радиационной защите, Национальный институт радиационной защиты, Стокгольм, Швеция Д-р J. Oglaza, отдел по захоронению радиоактивных отходов, Институт ядерных исследований, Свьерк, Польша Д-р F.L. Parker, профессор, специалист по инженерным средствам охраны окружающей среды и водных ресурсов, Университет Вандербильта, Нашвилл, штат Теннесси, США (заместитель председателя) Г-н О. Paakkola, руководитель, группа по охране окружающей среды, отдел научных исследований, Институт радиационной защиты, Хельсинки, Финляндия Г-н N.S. Rajan, руководитель, секция обработки и удаления высокорадиоактивных отходов, Центр атомных исследований им. Бхабха, Бомбей, Индия Д-Р J. Schwibach, руководитель, отдел медико-санитарных аспектов использования ядерных установок, Институт радиационной защиты, Федеральное министерство здравоохранения, Нойерберг, Федеративная Республика Германии (председатель) Д-р D.A. Waite, руководитель проекта по подготовке кадров, бюро удаления ядерных отходов, Мемориальный институт Баттеля, Колумбус, штат Огайо, США Г-н G.A.M. Webb, помощник директора, отдел ядерных оценок, Национальное управление по радиологической защите, Харуэлл, Великобритания 85 Представители других организаций Комиссия европейских сообществ Д-р L. Dutailly, директорат здравоохранения и безопасности, Генеральный директорат по вопросам занятости и социальным вопросам, Плато-дю-Киршберг, Люксембург Д-р S. Orlowski, руководитель, отделение топливных циклов, Генеральный директорат исследований, науки и образования, Брюссель, Бельгия Г-н J. Sinnaeve, научный сотрудник, Генеральный директорат исследований, науки и образования, Брюссель, Бельгия Международное агентство по атомной энергии Г-н E.R. Irish, старший сотрудник, секция обработки и удаления отходов, Отдел ядерных топливных циклов, Вена, Австрия Международная комиссия по радиологической защите Д-р J.C.^not Международная ассоциация по радиационной защите Д-р V. Klener Научный комитет ООН по действию атомной радиации Д-р G.A.M. Webb Всемирная организация здравоохранения Штаб-квартира Д-р Е.и. Комаров, научный сотрудник в области вредных факторов окружающей среды и защиты продовольствия, Отдел гигиены окружающей среды 86 Европейское региональное бюро Д-р M.J. Suess, региональный специалист в области вредных факторов окружающей среды (ученый секретарь) Безопасное захоронение высокорадиоактивных отходов привлекает пристальное внимание как государственных органов, так и населения. В настоящей книге представлена значительная часть необходимой информации об этом жизненно важном аспекте ядерной энергетики. Она будет особенно интересна тем странам, которые сейчас.развивают ядерную технологию и промышленность. Книга, в частности, необходима лицам, ответственным за принятие решений в области здравоохранения и охраны окружающей среды, поскольку они сами должны быть хорошо информированы о последствиях развития ядерной энергетики и обеспечивать осведомленность населения об этих последствиях. Считается, что технология, необходимая для безопасного захоронения радиоактивных отходов, уже существует. Несмотря на то, что ни один из вариантов захоронения на практике еще не применялся и не апробирован, консервативные технические приемы и использование многобарьерных систем (комбинаций искусственных и природных барьеров между отходами и окружающей средой) вполне могут восполнить нехватку знаний и неопределенность при прогнозировании того, каким в действительности должно быть хранилище высокорадиоактивных отходов. Рассмотренные способы захоронения основаны на принципе, согласно которому все дозы облучения должны быть настолько низкими, насколько это достижимо с учетом экономических и социальных факторов, как в настоящее время, так и в будущем. Эти способы следует отбирать на основании влияния прогнозируемых доз облучения на отдельных лиц и группы населения, а также исходя из вероятности получения таких доз. Рекомендуется, чтобы национальные органы и международные организации уделяли первостепенное значение разработке таких стандартов приемлемости. 88