Аспекты здравоохранения и производство ядерной энергии: доклад Рабочей группы, Брюссель, 1–5 декабря 1975 г.

Региональные публикации ВО З Европейская серия № 3 АСПЕКТЫ ЗДРАВ ООХРАНЕНИЯ И ПРОИЗВОДСТВО ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ Доклад Рабочей группы Брюссель, 1—5 декабря 1975 г. Выпущено на русском языке изда­ тельством «Медицина» по поручению Европейского регионального бюро ВОЗ ВСЕМИРНАЯ ОРГАНИЗАЦИЯ ЗДРАВООХРАНЕНИЯ ЕВРОП ЕЙ СКО Е РЕГИ О Н АЛ ЬН О Е БЮ РО КОПЕНГАГЕН 1979 © Всемирная -организация здравоохранения, 1979 Н а публикации Всемирной организации здравоохранения распространяются положения протокола № 2 Всемирной конвенции об охране авторских прав. З а ­ явления на перепечатку или перевод публикаций Европейского регионального бюро ВО З частично или in toto следует наравлять в эту 'организацию по адресу: Scherfigsvej 8, DK— 2100 Copenhagen 0 , Denmark. Региональное бюро охотно удовлетворяет такие -просьбы. Обозначения, используемые в настоящем издании, и приводимые в нем ма­ териалы ни в коем случае яе выражают мнение Секретариата Всемирной орга­ низации здравоохранения о юридическом статусе какой-либо страны, территории, города или района, их правительстве или другом органе власти или об их государственных -границах. Упоминание некоторых кампаний или продукции отдельных изготовителей не означает, что Всемирная организация здравоохранения отдает им предпочте­ ние по -сравнению с другими, не упомянутыми в тексте, или рекомендует их к использованию. Как правило, патентованные наименования выделяются началь­ ными -прописными буквами. Этот доклад отраж ает коллективные взгляды Рабочей группы и не обяза­ тельно представляет решения или официальную политику Всемирной организа­ ции здравоохранения. 50101—389 А ----------------- Б З —60—27—79. 4102000000 039(01)—79 Пр имечание Этот доклад был первоначально издан для ограниченного рас­ пространения под шифром ICP/CEP804 (1) с внесением в него не­ существенных редакторских поправок. XXX сессия Всемирной ас­ самблеи здравоохранения, состоявшаяся в мае 1977 г., санкциони­ ровала использование единиц СИ в медицине, которые будут ис­ пользоваться в последующих публикациях Всемирной организации здравоохранения. Однако данный доклад был подготовлен до при­ нятия указанного выше решения, и он содержит несколько радиа­ ционных единиц, не входящих в Систему СИ. Кроме того, рис. 2 (с. 24—25), воспроизведенный из другой публикации, содержит ряд неметрических единиц. В таблицах, приведенных ниже, имеются коэффиценты пересчета для всех этих единиц. Е диницы , не входящ и е в систем у СИ Единицы СИ и их обозначение К оэф ф ициенты п ер е с ч е ­ та рад кюри, Ки Грей, Гй Беккерель, Бк 1 рад = 0,01 Гй 1 Ки = 3 ,7 Х 1 0 10 Бк (или 37 ГБк, гигабеккере- лей) рем Д ж оуль на килограмм, 1 рем = 0,01 Д ж /к г Д ж /к г П рав и л ьн о е найме- нование и обозн а- T i S S m u w чение еДини1^* ес л и Единицы СИ К оэфф ициенты п ер есч ета 9 они о тл и чаю тся о т и их обозначение (прибли зительн ы е) j н а р и с . ^ приведенны х н а . р и с . 2 кВтч акр метрическая тонна, т МТ киловатт-час, кВт-ч английская (длинная) тонна Дж оуль, -Дж квадратный метр, ма килограмм, кг (или метрическая тонна, т) 1 к В т -ч = 3 ,6 X Х 1 0 6 Д ж 1 ак р=4047 ма 1 английская (длинная) тонна=1016 кг[или 1 английская (длинная) т он н а= = 1 ,0 1 6 т] 1 т = 1000 кг гал. куб. фут американский галлон гал (США) кубический фут, фут3 гал./мин американский гал­ лон в минуту, гал (США) 1 мин кубический метр, м3 (или литр, л) кубический метр в секунду, м3/с (или кубический метр в минуту, м3/мин) (вместо этих еди- тиц можно исполь­ зовать литр в с е ­ кунду или литр - в минуту) 1 гал (США) = = 3 ,7 8 5 XIО- 3 м3 (или 1 г а л = = 3 ,7 8 5 л) 1 фут3= 2 ,8 3 2 X Х 10“ 2 м3 СОДЕРЖ АНИЕ Введение' .........................................................9 1. Выводы и рекомендации . . . . . . . . . 10 2. Влияние облучения на з д о р о в ь е ..................................... . 16 2.1 Соматические последствия . ...........................................17 2.2 Генетические последствия . . , , . . . . 18 2.3 Другие канцерогенные и мутагенные агенты . . . 21 -3. Ядерный топливный, цикл . . . . . . . . . . . . 22 3.1 Добыча, извлечение и р а з м е л ь ч е н и е ..............................22 3.2 Обогащение. ....................................................................... 22 3.3 Изготовление топливных э л е м е н т о в .............................. 22 3.4 Работа энергетического р е а к т о р а .................................23 3.5 Р е г е н е р а ц и я .т о п л и в а ..................................... 27 3.6 Обработка отходов . . . . . . . . . . . 27 3.7 Транспортировка . . . . . . . . . , . , . . 27 4. Правила по охране здоровья и обеспечению безопасности на различных этапах ядерного топливного цикла . . 28 5. Проблемы удаления и хранения радиоактивных отходов 31 5..1 Высокоактивные отходы при регенерации топлива .. 33 5.2 Другие твердые.отходы с высоким уровнем радиоак­ тивности . . . . . . ...................................... 37 5.3 Твердые отходы со средним и низким уровнем радио­ активности ................................................................................37 5.4 Жидкие отходы со средним и низким уровнем радио­ активности ................................................................................38 5.5 Выбросы в а т м о с ф е р у ......................................................... 39 6. Размещение ядерных установок и их вывод из эксплуата­ ции ............................. . * * ’ . . . . . 4 1 6.1 Р а з м е щ е н и е ..............................................................................41 6.2 Вывод ядерных установок из эксплуатации . . . 42 7. Аварии при осуществлении ядерного топливного цикла 44 7.1 Аварии на атомных э л е к т р о с т а н ц и я х .............................44 7.2 Аварии при транспортировке . . . . . . . 48 7.3 Аварии на заводах по регенерации топлива . . . 49 7.4 Аварии при удалении отходов с высоким уровнем р а д и о а к т и в н о с т и ....................................................................50 7.5 Меры по уменьшению последствий аварий . . . 51 7 7.6 Производственный травматизм при работе на ядерных установках, не связанный с облучением . , . . 51 8. Радиоактивное облучение при нормальном осуществлении ядерного топливного цикла ..................................................... 5В 8.1 Сооружение установок . . . . . 54 8.2 Добыча й измельчение рудй . . . . . . . 55 8.3 Изготовление и обогащение топлива . . . . . 57 8.4 Работа реактора : . ...................................................... 57 815 Регенерация-топлива - ........................................................59 8.6 Транспортировка . .................................................... 60 8.7 Хранение отходов ............................................................ 61 8.8 Вывод ядерных установок из эксплуатации . . . 61 8.9 Аварии на атомных электростанциях............................... 61 8.10 Общее облучение при осуществлении программ разви­ тия атомной энергетики и его последствия . . . 61 9. Влияние на окружающую с р е д у ...................................................63 9.1 Влияние .тепловых выбросов ...................................................63 9.2 Химические о т х о д ы ......................................................................65 10. Распространение ядерного оружия, саботаж и терроризм 65 11. Рассмотрение проблем здоровья в связи с использованием атомных и других источников э н е р г и и .....................................67 11.1 Воздействие на здоровье населения ................................... 67 11.2 Производственный т р а в м а т и з м ............................................69 11.3 Радиоактивность, исходящая от электростанций, ра ­ ботающих на ископаемом т о п л и в е .................................... 70 11.4 Влияние на- окружающую-среду . • . . . . . 71 11.5 Альтернативные источники э н е р г и и ....................................72 11.6 Вы воды • .................................. 73 12. Информирований н а с е л е н и я ......................................................... 73 Список л и т е р а т у р ы .................................................................................... 74 Приложение I. Определение понятий «риск», «вредность» 'и «совокупная доза»' 80 Приложение II. Список у ч а с т н и к о в ............................................ 81 ВВЕДЕНИЕ Европейское региональное бюро ВОЗ в сотрудничестве с пра: вительством Бельгии розвало.в Брюсселе совещание Рабочей груп­ пы, которое продолжалось с 1 по 5/XII 1975 г. В задачи данного совещания входило изучение, обсуждение и оценка влияния произ­ водства‘атомной энергии на человека и окружающую среду. Одной из основных причин созыва такого совещания явилась озабочен­ ность населения по поводу проблемы безопасности производства атомной энергии. В предлагаемом отчете, отражающем знания и опыт всех членов Рабочей группы, а также имеющиеся литератур­ ные данные, представлены некоторые рекомендации для органов общественного здравоохранения. В задачи Рабочей группы не вхо­ дило выражение каких-либо мнений относительно целесообразнос­ ти сооружения тех или иных ядерных установок. “ В работе совещания .приняли участиё'19 временных советников из 12 европейских стран и из США. На совещании были представ­ лены 6 научных дисциплин (организация здравоохранения, меди­ цинская физика, биология человека, генетика человека, научно- технические основы защиты окружающей среды, ядерная техника) и 5 профессиональных групп (врачи, биологи, инженеры, физики и химики), что обеспечило возможность разностороннего подхода к обсуждению различных вопросов. На-совещании присутствовали также представители 5 международных правительственных и не­ правительственных организаций. Временные советники не были официальными представителями стран или организаций, и их оцен­ ки следует рассматривать лишь как выражение их личного мне­ ния. Рабочая группа изучила опыт, накопленный при сооружении и эксплуатации ядерных установок, й сделала соответствующие оцен­ ки риска для здоровья населения. Группа рассмотрела также оцен­ ки риска, связанного с производством электроэнергии при исполь­ зовании других видов топлива. При этом было’ решено принять определения понятий «риск», «вредность» и «совокупная доза», которые подробно обсуждены в публикации № 22 Международной комиссии (по защите от радиоактивного излучения (МКРЗ) (см. приложение I). Рабочая группа определила возможный уровень этого риска для всего населения в целом и для лиц, работающих на предприятиях атомной энергетики. Основные" вопросы, которые обсуждались на совещании, были следующие: а) риск радиоактивцого облучения .человека (воздействие на соматическом и генетическом уровне) и различные аспекты влия­ ния ядерного топливного цикла на окружающую среду начиная от добычи' урана Дб; Конечных стадий вывода ядерной установки из эксплуатации?хранения-и удаления радиоактивных отходов; 9 б) вероятность и последствия различных аварий при работе на ядерных установках, связанных и не связанных с облучением, а также саботажа и хищений ядерного материала. Рабочая группа рассмотрела меры защиты населения (вклю­ чая правила безопасности и срочные меры, принимаемые в случае авари й ); технические и административные проблемы на националь­ ном и международном уровне; проблемы обучения и подготовки персонала для работы на предприятиях атомной энергетики, а так­ ж е проблемы информирования населения. Составлена сводная таблица, в которой количественные оцен­ ки риска облучения рабочих и всего населения на разных этапах ядерного топливного цикла, а также оценки риска производствен­ ного травматизма, не связанного с облучением, представлены в зависимости от выработки электроэнергии (см. табл. 9). Председателем совещания был избран д-р Б. Линделл, замес­ тителем председателя — д-р Е. Комаров; составителями отчета бы­ ли назначены д-р И. Шуберт и д-р П. Черский. Функции научного секретаря исполнял д-р М. Дж. Сьюсс. Выводы и рекомендации Рабочей группы представлены в раз­ деле 1 данного отчета. Программа совещания, перечень рабочих документов и список участников даны соответственно в приложе­ ниях II, III и IV. На основании предварительных материалов, подготовленных составителями отчета, и замечаний по этим материалам, сделан­ ных членами Рабочей группы, редакционная комиссия, в состав которой входили д-р Додерлейн, д-р Листер и д-р Шуберт, подгото­ вила проект отчета. Члены группы, ознакомившись с этим проек­ том, внесли дополнительные замечания, которые были учтены редакционной комиссией при подготовке окончательной редакции отчета. 1. ВЫВОДЫ И РЕКОМ ЕНДАЦИИ В процессе обсуждения члены Рабочей группы на основании собственного опыта и различных источников информации сделали оценки, касающиеся различных проблем, которые возникают на разных стадиях ядерного топливного цикла, включая воздействие на здоровье населения и другие опасности. Проблемы, касающиеся различных аспектов общественного здравоохранения, рассматри­ вались как на национальном, так и на международном уровне. Сформулированы выводы и рекомендации в отношении производ­ ства электроэнергии, которые изложены ниже. 1.1 Сравнительное влияние атомных и других источников энергии Количественный анализ влияния производства атомной энер­ гии на здоровье и благополучие отдельных лиц и всего населения 10 в целом должен осуществляться в сравнении с соответствующим влиянием других источников энергии (в настоящее время и в бу­ дущем). При таком сравнительном анализе обработку данных сле­ дует проводить на эквивалентной основе, т. е. при условии одина­ кового уровня производства энергии и осуществлении полного про­ изводственного цикла. Поскольку данных о воздействии на здоровье населения дру­ гих источников энергии (например, использующих ископаемое топливо) в общем меньше, чем данных о влиянии облучения, необ­ ходимо всю имеющуюся информацию о воздействии на здоровье различных источников энергии подвергнуть тщательному изучению и провести соответствующие исследования в этом направлении. 1.2 Влияние облучения Уровень радиоактивного облучения лиц, работающих на пред­ приятиях атомной энергетики, обычно даже не достигает допусти­ мых пределов, установленных Комиссией по защите от радиоактив­ ного излучения (М КРЗ). Ожидается, что в будущем уровень ра­ диоактивного облучения всего населения в целом на всех стадиях производства атомной энергии будет гораздо ниже допустимых пределов, установленных МКРЗ. Предполагается, что с помощью новой технологии можно будет снизить уровень облучения в расче­ те на 1 МВт электроэнергии в течение года [МВт(эл) - г]. Группа определила возможные виды воздействия на здоровье человека на всех этапах производства атомной энергии. Из них важнейшими являются следующие: 1) производственный травматизм при добыче урана и соору­ жении ядерных установок, не связанный с облучением; 2) радиоактивное облучение всего тела при работе на реакто­ рах и установках по регенерации радиоактивного топлива; 3) радиоактивное облучение рабочих при добыче урана (пора­ жение легких); 4) облучение населения всего земного шара (совокупная ра­ диоактивная доза) вследствие выброса в атмосферу долгоживу­ щих газообразных радиоактивных изотопов, в частности соедине­ ний углерода-14. Для снижения выброса в атмосферу углерода-14 и других долгоживущих радиоактивных изотопов в настоящее вре­ мя разрабатываются специальные технические средства, примене­ ние которых должно всячески поощряться. Средний уровень радиоактивного облучения населения (как в местном, так и в глобальном масштабе) от установок по произ­ водству атомной энергии, даже если он считается достаточно вы­ соким, все же намного ниже по сравнению со средним уровнем облучения в медицинской практике и от природных источников. 11 Годовая совокупная доза облучения для лиц, работающих на предприятиях атомной энергетики, безусловно, выше, чем для всего населения в целом. Наибольшая часть дозы облучения рабо­ чих связана с проверкой конструктивных элементов установок, их эксплуатацией и ремонтными работами. Тем не менее Группа пришла к единому мнению, что снижение уровня радиоактивного облучения при таких работах за счет уменьшения их объема нельзя считать допустимым или желательным. Можно достигнуть лишь относительно небольшого снижения облучения, выраженного в че- ловеко-бэрах на 1 МВт(эл) -г. Следует считать недопустимым положение, когда совокупная доза профессионального облучения в расчете на 1 М В т(эл)-г на заводах по регенерации радиоактивного топлива выше по сравне­ нию с соответствующей дозой при работе на ядерных реакторах. Чтобы добиться снижения доз облучения на таких заводах до уровней, регистрируемых при работе на реакторах, необходимо улучшение технологической схемы регенерации топлива. 1.3 Генетические и соматические последствия и эпидемиологические аспекты Рассмотрев различные факторы, связанные с радиоактивным облучением, и такие последствия облучения, как заболевание ра­ ком, возникновение различного рода мутаций и появление хромо­ сомных аберраций, Рабочая группа пришла к выводу, что для це­ лей оценки эффективности защиты от радиации лучше всего исхо­ дить из линейной зависимости. Действительно, все больше данных свидетельствует о том, что такая зависимость не приводит к завы­ шению оценок риска. Существующие оценки связанных с облучением генетических изменений основаны на экспериментальных данных, полученных в опытах на млекопитающих, в основном при воздействии низких доз облучения, когда еще на стадии до появления мутаций дей­ ствуют механизмы репарации. Эти экспериментальные данные подтверждают линейную зависимость в диапазоне доз, рассматри­ ваемом при обеспечении защиты от облучения, и не позволяют сде­ лать вывод о существовании какой-то пороговой дозы. Поскольку использование данных, полученных в опытах на- животных, для количественных оценок воздействия облучения на человека не всегда является оправданным, подчеркнута важность проведения специальных эпидемиологических исследований в группах населения, отобранных по определенным показателям. Важ­ но также использовать официальные статистические данные здра­ воохранения, на основании которых можно при тщательном анали­ зе дать оценки риска возникновения генетических и соматических заболеваний под воздействием облучения и других факторов ок­ ружающей среды. 12 Следует поощрять разработку и использование биологических методов контроля, в частности цитологических и биохимических. Необходимо продолжить международное сотрудничество по разработке таких программ, осуществление которых должно про­ водиться под руководством ВОЗ. 1.4 Радиоактивные отходы При обсуждении проблем хранения и удаления отходов, со­ держащих долгоживущие радиоактивные компоненты, участники совещания пришли к выводу, что, хотя существующая в настоящее время практика применения специально сконструированных кон­ тейнеров для хранения жидких отходов обеспечивает достаточную безопасность, тем не менее для целей длительного хранения уро­ вень безопасности желательно еще более повысить, что может быть достигнуто путем преобразования жидких отходов в твердую фор­ му. Подчеркнута настоятельная необходимость в дальнейшей раз­ работке и испытании технологических процессов, направленных на решение этой задачи. Для окончательного удаления отходов имеется ряд возмож­ ных альтернативных методов, однако отсутствие в настоящее вре­ мя срочной необходимости в выборе какого-то одного метода и его введения в практику дает возможность провести тщательное срав­ нительное изучение для оценки различных вариантов. Работа в этом направлении необходима, при этом следует отказаться от принятия быстрых решений, которые в конечном итоге могут ока­ заться недостаточно обоснованными. Особого внимания требуют проблемы, связанные с хранением и удалением обладающих радиоактивностью твердых материалов, например загрязненного оборудования. Захоронение твердых отходов с низким уровнем радиоактив­ ности в океанах под контролем Агентства по атомной энергии / Организации экономического сотрудничества и развития (ААЭ/ОЭСР) в настоящее время производится в относительно небольших масштабах по сравнению с допустимыми пределами, установленными Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ). Рабочая группа призвала ускорить принятие соответ-: ствующих рекомендаций МАГАТЭ по захоронению радиоактивных отходов, что было специально отмечено в Заключительном акте Межправительственной конференции по захоронению радиоактив­ ных отходов в море, принятом в Лондоне 1/XI 1972 г. (этот Акт из­ вестен как Лондонская конвенция) а. Рабочая группа обсудила влияние на человека и гидросферу выбросов радиоактивных веществ в пресную воду и в море. Это а Лондонская конвенция вступила в силу в 1975 г., а временные определе­ ния и рекомендации МАГАТЭ были приняты как обязательные в соответствии с условиями заключенной конвенции в сентябре 1976 г. 13 влияние зависит от количества и природы сбрасываемых материа­ лов, а также от условий осуществления выбросов, в особенности от содержания радиоактивных изотопов и степени их начального и конечного растворения в воде. В связи с этим Рабочая группа подчеркнула, что гораздо большее, влияние должно уделяться вы­ явлению и изучению вероятных путей воздействия радиоактивнос­ ти на человека, в частности через цепи питания, чем возможному (и, по-видимому, временному) воздействию на водные популяции. До выброса в окружающую среду больших количеств радио­ активных отходов важно установить пути воздействия радиоактив­ ности на человека, связанные с биологической аккумуляцией и (или) внешней радиацией; при этом необходимо осуществлять соответствующие программы контроля и публиковать их резуль­ таты. Группа пришла к выводу, что осуществляемые в настоящее время и прогнозируемые сбросы радиоактивных отходов в море могут лишь незначительно повысить общий уровень радиоактив­ ности в природе. 1.5 Химические отходы Рабочая группа обсудила проблемы контроля за выбросом нерадиоактивных химических отходов, образующихся на различных стадиях ядерного топливного цикла. Хотя выбросы химических отходов в общем могут контролироваться как в пределах техноло­ гического процесса, так и вне его, тем не менее имеющиеся техни­ ческие средства контроля не всегда используются с максимальной эффективностью. С точки зрения общественного здравоохранения и охраны окружающей среды контроль за выбросом многих нера­ диоактивных химических отходов является такой же проблемой, как и в обычной химической промышленности. 1.6 Тепловые выбросы Рабочая группа обсудила различные аспекты и последствия сброса нагретой воды на атомных электростанциях. Эти сбросы в общем не отличаются от тех, которые производятся на обычных электростанциях, за исключением того, что при сбросах на атом­ ных электростанциях количество тепла, приходящееся на единицу, произведенной энергии, оказывается больше. Поскольку при этом возможен как , вредный, так и благоприятный экологический эф-; фект, необходимо тщательно оценить все возможные последствия тепловых выбросов при различном месторасположении реактора. 1.7 Размещение Рабочая группа рассмотрела различные факторы, влияющие на выбор площадок для сооружения ядерных реакторов, включая 14 плотность населения в районе'размещения ядерной установки. Бы-: ло особо подчеркнуто, что выбор соответствующего места для со­ оружения ядерных установок никоим образом не может рассмат­ риваться как альтернатива надежности их схемы, конструкции и эксплуатации. 1.8 Вывод из эксплуатации В настоящее время проводится детальное изучение проблем, касающихся вывода из эксплуатации и демонтажа реакторов и- ядерных установок; несколько опытных установок уже были выве­ дены из эксплуатации и демонтированы, причем это не вызвало' каких-либо существенных затруднений. Однако такие операции неизбежно связаны с образованием большого количества отходов с низким уровнем радиоактивности. При планировании и разра­ ботке будущих ядерных установок желательно заранее предусмот­ реть возможность безопасного и эффективного вывода этих уста­ новок из эксплуатации. 1.9 Аварии Рабочая группа не нашла оснований для отрицания общих выводов, сделанных недавно в ряде стран при анализе проблем безопасности работы на атомных электростанциях. Согласно ре­ зультатам проведенных исследований, риск для населения при различных авариях, включая выброс радиоактивных материалов из активной зоны реактора в окружающую среду, оценивается как низкий. При значительном числе небольших аварий их последст­ вия в большей мере будут выражаться в потере генерирующей мощности, экономическом ущербе и психологическом влиянии, чем в воздействии на здоровье. Для оценки и ликвидации возможных вредных последствий в результате сильного облучения такими количествами радиоактив­ ных материалов, которые могут оказывать отрицательное воздей­ ствие на организм, необходимо сотрудничество представителей различных дисциплин (таких, как медицина, дозиметрия, анализ) и установление необходимых связей со специальными службами вне данной организации, которые будут различаться в зависимости от типа и тяжести прогнозируемых вредных последствий. Важно, чтобы органы общественного здравоохранения участ­ вовали в рассмотрении и определении срочных мер для радиоло­ гической защиты населения, которые должны приниматься в слу­ чаях серьезных-аварий, включая эвакуацию жителей из поражен­ ного района. 15 Хотя нельзя полностью: исключить возможность хищения радиоактивных материалов ;в;террористических целях (например, для производства оружия), а также угрозы саботажа при работе на ядерных установках, следует признать, что риск от таких дей­ ствий для населения не является существенным по сравнению с тем, который уже существует в современном обществе и связан с другими аналогичными действиями. 1.10 Саботаж и террористические акты 1.11 Информирование населения Важной задачей является постоянное информирование насе­ ления обо всех возможных последствиях эксплуатации атомных электростанций, особенно в сравнении с различными другими источниками производства энергии. Предполагается, что в распро­ странении такой информации должны участвовать органы общест­ венного здравоохранения. После сооружения атомных электростан-’ ций необходимо продолжить уже установленные контакты с ши­ рокой общественностью. Большую роль в распространении информации об атомной энергии должны играть международные организации, которые мо­ гут способствовать выработке у населения правильного понимания различных проблем, связанных с производством атомной энергии. 1.12 Контроль и обучение персонала Наряду с обычным контролем за производственными: техноло-; гическими процессами на ядерных установках, которые осущест-: вляются операторами, следует продолжить практику проведения, дополнительных контрольных проверок. Участники совещания обсудили проблемы обучения и подго­ товки персонала. Отмечено, что операторы и другие лица, работаю­ щие на ядерных установках, должны иметь не только технические способности, но и обладать устойчивой психикой:. Компетентность персонала, обслуживающего ядерные установки, должна поддер-' Живаться на уровне самых современных требований. 2. ВЛИЯНИЕ ОБЛУЧЕНИЯ НА ЗДО РО ВЬЕ Биологическое влияние ионизирующего излучения на-живые организмы описано в многочисленных публикациях, включая спра­ вочники по радиобиологии, монографии- 'обзоры, как, например, обзоры [1] и [2]. Облучение может вызывать поражения-независи-1 мо от того, находится ли его источник вне или внутри-Организма;1 в последнем случае речь идет о радиоактивных-изотопах [1, 2, 3, 4, 5]. Допустимые уровни облучения человека различными радиоак­ тивными изотопами устанавливаются не только на основе расчетов получаемых доз облучения, но также на основе данных, которые получают при эпидемиологических обследованиях населения и в опытах на животных, подвергающихся воздействию относительно больших доз излучения. Облучение может оказывать острое (быстрое) и отдаленное воздействие на здоровье. Острое действие проявляется немедленно или в течение нескольких дней после облучения. Отдаленное действие проявляется лишь через много лет после радиоак­ тивного облучения. Существует несколько типов отдаленного дей­ ствия, включая появление злокачественных заболеваний у облу­ ченных лиц, аномальное развитие плода после облучения (сомати­ ческие поражения) и наследуемые аномалии у потомков облучен­ ных лиц (генетические изменения). Имеющиеся данное говорят о том, что при низких дозах облучения отдаленным летальным последствием может быть только развитие злокачественного забо­ левания. На основе многочисленных экспериментальных и эпидемиоло­ гических данных оценена частота проявления отдаленных послед­ ствий на единицу дозы облучения, включая случаи, связанные с осуществлением программ производства атомной энергии [2, 6, 7, 5]. 2.1 Соматические последствия При облучении всего тела за короткий промежуток времени (минуты или часы) доза облучения, от которой могут погибнуть 50% облученных лиц ( L D 5 0 ) , оценивается в 250—450 рад. Однако на практике вероятность аварий, которые могут вызвать такое ост­ рое действие, ничтожно мала (см. раздел 7). При обычных усло­ виях уровень радиоактивного облучения (контролируемый в соот­ ветствии с принятыми международными стандартами защиты) со­ ставляет не более нескольких рад в год. В таких условиях основным соматическим последствием' облу­ чения/если не считать воздействия на эмбрионы, является разви­ тие различных злокачественных заболеваний, включая лейкозЫ. Полагают, что при очень низких дозах риск заболевания раком прямо (линейно) пропорционален дозе облучения. Таким образом, применив зависимость доза—риск к оцененному среднему уровню облучения населения (например, при производстве атомной энер­ гии), можно получить оценки максимального вероятного риска ле­ тального и нелетального (излечимого) рака при более или менее равномерном облучении всего тела или какого-то отдельного ор­ гана: Чтобы изучить последствия облучения, проводятся длительные Наблюдения над лицами, получившими дозу облучения в целях медицинской диагностики или терапии, обследования лиц, пере­ живших атомные бомбардировки в двух городах Японии [8], а так­ же эпидемиологические обследования населения в районах с вы­ соким уровнем естественного фонового излучения [9, 10, И, 12, 13] и групп лиц, подвергающихся облучению в процессе работы [14]. Частота заболеваний раком, вызываемых облучением, зависит от многих факторов, особенно от возраста; период между облучением и развитием рака может в ряде случаев превышать 30 лет. Верхний предел показателя риска индуцирования злокачест­ венного заболевания при больших дозах облучения — порядка 100 рад или больше (при непродолжительном периоде облуче­ ния) — можно определить по результатам длительных эпидемио­ логических наблюдений над группами населения, подвергшимися облучению. Согласно полученным данным, общие показатели риска индуцирования летального злокачественного заболевания состав­ ляют примерно 100— 150 случаев на 1 млн. облученных, получив­ ших дозу 1 рад (при облучении всего тела). Показатели риска нелетального (излечимого) рака, по-видимому, должны быть ниже. При гораздо более низких дозах облучения — порядка нескольких рад (профессиональное облучение) или нескольких миллирад (все население) в год — получить сколько-нибудь досто­ верные оценки показателя риска на 1 рад практически невозмож­ но; имеющиеся оценки показателей риска на 1 рад при таких низ­ ких дозах облучения и низких уровнях его интенсивности, по-види­ мому, являются завышенными. Прямых доказательств риска индуцирования других заболеваний при таких дозах облучения не имеется. Данные об индуцировании злокачественных заболеваний при низких дозах облучения рассматривались уже во многих публика­ циях, например в отчете BEIR за- 1972 г. [2]. Эти материалы недав­ но были подробно обсуждены в работе [15]; по имеющимся дан­ ным, минимальные дозы, вызывающие заметное увеличение числа случаев злокачественных заболеваний у людей, можно сгруппиро­ вать следующим образом: 1) злокачественное перерождение щито­ видной железы у детей — при оцененных средних дозах порядка 6 рад; 2) злокачественные заболевания после облучения плода, вероятно, при средних дозах в несколько рад; 3) лейкозы у жите­ лей Хиросимы и Нагасаки, переживших атомные бомбардировки,— при дозах менее 10 рад. Согласно оценочным данным в отношении радиационного канцерогенеза, на каждый случай индуцированного лейкоза приходится 4—5 других злокачественных заболеваний. 2.2 Генетические последствия О генетических изменениях под воздействием ионизирующего излучения известно уже почти 50 лет; эти изменения наблюдались у самых разных организмов — от микроорганизмов до растений и высших животных, Независимо от вида, являющегося объектом 18 Т аб л иц а !. Влияние частоты удвоения мутаций от 10_6 д о 2 - 10-е [19] Тип п о р аж ен н о го ген а Ч и сл о п ораж ен н ы х л и ц (на 1 м л н . н а ­ селения) п р еж н ее рав н овеси е чер ез одно п ок о лен и е новое равн овеси е Рецессивный: приспособленность аа-0 Полудоминантный; приспособленность А а -0 ,9 , аа-0 Доминантный; приспособленность Аа-0 Сцепленный с полом; рецессивная приспособленность аа-0 , a Y = 0 1 аа 2 Аа 2 Аа 3 aY , лица м уж ­ ского пола 2 ,0 0 2 аа 22 Аа 4 Аа 4 aY , лица м уж ­ ского пола 2 аа 40 Аа 4 Аа 6 аУ , лица м уж ­ ского пола воздействия, облучение, так же как и химические вещества, преж­ де всего влияет на ДНК, основной компонент генов. Хорошо известно, что среди людей довольно широко распро­ странены болезни, которые частично или полностью связаны с на­ рушением генетических механизмов [16, 17]. Установлено, что при­ мерно 6% живорожденных детей имеют заболевания генетического происхождения, которые группируются следующим образом. 1) 1% доминантно наследуемых болезней и болезней, связан­ ных с Х-хромосомой; 2) 1 %’ хромосомных и рецессивных болезней; ' 3) 4% врожденных аномалий, конституциональных и дегене­ ративных болезней. В недавно проведенном исследовании [18] были получены зна­ чительно более низкие показатели для доминантно наследуемых болезней и более высокие для третьей категории (врожденные ано­ малии и другие полифакториальные болезни). Большую озабоченность должно вызывать увеличение частоты мутаций у людей при воздействии различных источников. Предпо­ лагается, что доля доминантно наследуемых болезней и болезней, связанных с Х-хромосомой, по отношению к общей частоте мута­ ций должна увеличиваться, т. е. предполагается существование линейной зависимости между дозой облучения и частотой генети­ ческих нарушений, вызванных облучением. Увеличение доли ре­ цессивных болезней относительно общей частоты мутаций незна­ чительно, т. е. потребуется смена десятков поколений, чтобы достигнуть равновесия (табл. 1). На настоящий момент , наилуч­ шей оценкой, удваивающей дозы при растягивании облучения во времени, считается 100 рад для лиц обоего пола [7]. В табл. 2 д а ­ ны оценки воздействия дозы в 1 рад на поколение при допущении, 2* 19 Таблица 2. О ценка воздействия 1 рада на поколение (на 1 млн. ж иворож д ен­ ных детей) при низких дозах облучения и низких уровнях его интенсивности; удваиваю щ ая доза принята равной 100 рад [7 ] К л асс и ф и к ац и я б олезни 3 Ч ас то та с л у ­ чаев н а данны й момент® В оздействи е 1 р а д а н а п о к о л е ­ ние: ч а сто ­ т а сл у ч а ев в первом поколении0 Ч ас то та п р и р ав н о ­ весии Аутосомные доминантные болезни и болезни, связанные с Х -хро­ мосомой Рецессивные болезни Хромосомные болезни Врожденные аномалии Аномалии, проявляющиеся позд­ нее Конституциональные и дегенератив­ ные болезни Всего % от частоты случаев на данный момент 1 000— 10 000г 1 100 6 000е 90 100ж 98 200— 107 200 2—20Д Относи­ тельно небольшое 5 — 4 5 3 10—70й 0 ,0 1 — 0 ,0 7 10— 100Д Очень медленное повышение 4 5 — 4503 60—600й 0 ,0 6 —0 ,6 а П о к л а с с и ф и к а ц и и , п р и в ед е н н о й в о т ч е т е B E IR [2]. б П о к а з а т е л и ч а с т о т ы с л у ч а е в н а н а с т о я щ и й м о м ен т о сн о в ан ы н а д а н н ы х T r im b le й D o u g h ty [18] с н ек о то р ы м и и зм ен ен и я м и . в В п ер в о м п о к о л е н и и ч а с т о т а с л у ч а е в ау т о с о м н ы х д о м и н а н т н о н а с л е д у ю щ и х с я б о л е з ­ н ей и б о л е зн е й , с в я з а н н ы х с Х -х р о м о со м о й , п р е д п о л а г а е т с я р а в н о й 0,2 о т со о тве тству ю щ е й ч а с т о т ы п ри ген ети ч еск о м р ав н о в еси и , а ч а с т о т а б о л е зн е й , о б ъ е д и н е н н ы х в гр у п п у а н о м а л и й (в р о ж д е н н ы е ан о м а л и и , а н о м а л и и , п р о я в л я ю щ и е с я п о зд н е е , и т . д . ) , — 0,1 о т ч а с т о т ы при р ав н о в еси и . г М и н и м а л ь н а я в е л и ч и н а , р а в н а я 1000, п р и н я т а п о д а н н ы м T r im b le и D o u g h ty [181, а м а к с и м а л ь н а я , р а в н а я 10 000, — по д а н н ы м S te v e n s o n , и сп о л ь зо в а н н ы м в о т ч е т а х U N S E A R [51 и B E IR [2] з а 1972 г.. д М и н и м а л ь н а я и м а к с и м а л ь н а я в ел и ч и н ы о сн о в ан ы н а п о к а з а т е л я х ч а сто т ы сл у ч а ев (1000 и 10 000 со о т в е тс т в е н н о ) . е П о о б ъ е д и н е н н ы м р е з у л ь т а т а м 7 о б с л е д о в а н и й н о в о р о ж д е н н ы х ; в кл ю ч ен ы с л у ч а и м о за и ч н ы х ф о р м . ж В к л ю ч а я н е у с т а н о в л е н н у ю д о л ю с л у ч а е в к о л и ч ест в е н н ы х (п о м и м о с и н д р о м а Д а у н а ) и с т р у к т у р н ы х х р о м о со м н ы х а н о м а л и й . з Д а н н ы й и н т е р в а л п р е д п о л а г а е т с у щ е с т в о в а н и е о т 5 д о 50% м у та ц и о н н ы х к о м п о ­ н ен то в . и О к р у гл е н н ы е в ел и ч и н ы . что численность населения составляет 1 млн. человек, а удваиваю­ щая доза равна 100 рад. При получении оценок генетических нарушений у человека в результате воздействия различного рода мутагенных агентов исхо­ дят из установленных зависимостей доза—эффект при низких до­ зах облучения и низких уровнях ее интенсивности. Хотя точно рассчитать возможные генетические повреждения при воздействии облучения и других мутагенных факторов не представляется воз­ можным, тем не менее можно и необходимо получить приближенные Оценки вероятного уровня генетического изменения [2, 7]. Показа­ тели интенсивности облучения, при котором возникают специфи­ ческие генные, мутации у мышей, говорят о близком приближении 20 (при менее 0,8 рад/мин) к линейной зависимости доза—эффект. В некоторых случаях сильное кратковременное облучение дает больший эффект, в то время как в других меньший. Механизмы, с которыми связаны колебания в эффекте высоких доз облучения, неизвестны. Тем не менее в качестве основы для оценок риска можно использовать линейную регрессию, полученную при низких уровнях интенсивности облучения, с соответствующей поправкой на колебания в эффекте сильного кратковременного облучения. Так как средний показатель «ожидания детей» (вероятность деторождения) резко падает после достижения 30-летнего возраста у лиц обоего пола, гонадная доза облучения имеет различную «ге­ нетическую значимость» в зависимости от возраста. Поэтому при получении оценок общего риска возникновения серьезных насле­ дуемых генетических аномалий необходимо учитывать возрастное распределение облученного населения. Согласно оценкам, при учете доли радиоактивного облучения, которая является генетически значимой, риск индуцирования сколько-нибудь серьезных наследуемых генетических аномалий составляет 10-4 (в первых двух поколениях) или 2-10~4—3-10~*4 (во всех поколениях) на 1 рад облучения. Для всего населения эта доля составляет примерно 0,5 от общего облучения, а при профес­ сиональном облучении — около 0,25. 2.3 Другие канцерогенные и мутагенные агенты В настоящее время установлено, что, помимо облучения, кан­ церогенное и мутагенное действие могут оказывать самые различ­ ные факторы окружающей среды, включая все возрастающее чис­ ло химических соединений [19]. Согласно оценкам Международного агентства по изучению рака (МАИР), примерно 80% всех случаев рака обусловлено воздействием каких-то факторов окружающей среды, а некоторые исследователи называют еще более высокие цифры [20]. В большинстве случаев этими факторами окружающей среды, оказывающими канцерогенное и мутагенное действие, яв­ ляются, по-видимому, химические соединения, полученные челове­ ком или находящиеся в природе. Хотя вероятность воздействия потенциально канцерогенных и мутагенных агентов во всем мире постоянно возрастает, проведение количественного сравнительного изучения соответствующего действия химических веществ и облу­ чения пока еще невозможно из-за недостатка информации о дей­ ствии химических веществ. Информация, представленная в после­ дующих разделах этого отчета, говорит о том, что при имеющихся средствах защиты от радиоактивного облучения, которые в даль­ нейшем будут постоянно совершенствоваться, роль облучения от существующих и проектируемых .установок по производству атом­ ной энергии с точки зрения канцерогенного и мутагенного действия не должна быть существенной по сравнению со всеми остальными канцерогенными и мутагенными факторами окружающей среды. 21 3. ЯДЕРНЫ Й ТОПЛИВНЫ Й цикл Понятие «ядерный топливный цикл» характеризует последова­ тельность процессов, через которые проходят материалы, исполь­ зуемые для производства атомной энергии. Оно включает все ста­ дии от добычи урановой руды до кондиционирования, хранения и удаления отходов; к промежуточным стадиям относятся извлече­ ние и измельчение урана, повышение содержания урана, способ­ ного к делению (обогащение), превращение его в топливо, изго­ товление топливных элементов, облучение в реакторе, отделение неиспользованного топлива от продуктов ядерной реакции и его регенерация. Эти стадии, на каждой из которых необходимо конт­ ролировать возможность радиоактивного облучения лиц, работаю­ щих на предприятиях атомной энергетики, и всего населения, по­ казаны на рис. 1 и 2 и кратко описаны в последующих парагра­ фах (см. также [21]). Как и в других разделах этого отчета, основ­ ное внимание здесь уделено вопросам ядерного топливного цикла применительно к реакторам на тепловых нейтронах. 3.1 Добыча, извлечение и размельчение Уран в природе распространен относительно широко, хотя он составляет лишь около 2 -10-4 % земной коры. Крупнейшие запасы его находятся в Северной Америке, Южной Африке, Австралии и Швеции. Добываемая в настоящее время промышленная руда обычно содержит от 0,1 до 0,3% урана; ее перерабатывают в кон­ центрат, известный под названием «желтый пирог». Добыча урана связана с серьезными опасностями, которые необходимо учитывать при оценке влияния ядерного топливного цикла на здоровье насе­ ления; эти опасности рассматриваются в разделе 8. 3.2 Обогащение К настоящему времени создано большое число реакторов, ра­ ботающих на обогащенном топливе с искусственно повышенным содержанием способного к делению урана-235. Обогащение обычно осуществляется диффузионным способом после превращения ура­ на в летучее соединение (гексафторид). В настоящее время разра­ батываются альтернативные промышленные способы, включающие использование газового центрифугирования. 3.3 Изготовление топливных элементов Уран из рудного концентрата или обогащенный гексафторид урана Превращают путем проведения ряда химических преобразо- 22 Рис. 1. Основные стадии уранового топливного цикла. ваний в оксид или металл. Полученный таким образом уран загру­ жают в металлические трубы (оболочки), которые затем заполня­ ют газом и герметизируют. Заполненные трубы (в отдельности или группами) собирают в топливные элементы для ввода в ядерный реактор. 3.4 Работа энергетического реактора Процесс деления (расщепления) атомов топлива, вызываемый действием нейтронов, который происходит в активной зоне ядер- ного реактора, создает нагрев и приводит к образованию ряда 23 На входе 16 акров 8 5 7 0 0 МТ руды 2 ,54-10 6 МТ породы Добыча (открытая разработка) - 0 ,2% руда* 2 ,5 4 1 0 е МТ породы Газы 56.7 Ни Rn 0 ,0 2 2 6 Ни Ra 0 ,0 2 2 6 Ни Th 0 .0 3 3 4 Ни U 15,0 МТ N 0 X 222j226 ,230 Газы 9,43 МТ N 0 X 0,11 МТ фторидов 25,7 МТ S 0 2 0,0132 Ни U Газы 12,21 МТ N 0 X 0 ,6 9 МТ фторидов 22,4 МТ S 0 X 0 ,0 0 2 Ни U tII___I___ Разделение изотопов (объем работы- 172 МТ) 1,2 акра Ж идкости 1.9 Ни U 0,051 Ни Ra226 3,20 Ни T h230 Твердые отходы 86 2 0 0 МТ ‘ 53.5 Ни T h230 56.6 Ни Ra226 Электроэнергия V 4 .20 • Ю 8 кВт ч Ж идкости 0,027 Ни U 0 ,0 2 5 Ни Th230 0,25 Ни Ra226 Твердые отходы: 37,7 МТ золы Хранящиеся твердые отходы: 0,26 Ни Th— I в 15,5 кг золы Обогащенный уран (в виде UF6) 34,53 МТ U 3,3% и 235 Повторно используемый уран (в виде U F6) 3 3 ,0 4 МТ 0 ,798 % U 235 Истощенный уран, хранящийся в виде UF6 170 МТ 0,2% U 235 ^ 5 6 ,3 Ни Ж идкости: 0 ,0 2 9 Ни U *ч 24,4 МТ NaCl 7.91 МТ С а+ 7.91 МТ SO4 0,52 МТ Fe Я QA М Т N O T Электроэнергия: 8,76 Ю 9 кВ т • ч . Полученная электроэнергия: 7,984 Ю 9 к В т -ч Потери на передачу: 0,776 Ю 9 кВт ч Обогащён­ ный уран (в виде UF6 34 ,5 3 МТ U 3,3% и 235 Г азы 5,18 МТ N 0 3 8,29 МТ NH3 0 ,39 МТ фторидов 0 ,00019 Ни U _1_ Превращение в топливо и изготовление топливных элементов V Ж идкости 0,0196 Ни U 0 ,0 0 9 8 Ни Th2 33 ,8 МТ твердого CaF2 0 ,0 5 9 Ни U в СаР2 0,0 2 4 Ни-другие U Газы t н3 BW R PWR от 10 до 5 0 Ни от 0 ,3 до 0 ,8 Ни Кг + Хе 5 0 0 0 0 7 ООО Ни Изготов- - ленные топливные элементы 34,53 M TU 3,3% и 235 Атомная электростанция 1000 М Вт (эл) 32% тепловой к.п.д Площ адь-160 акров 2,738 10ю кВт ч/г Облученное топливо Хранение облучен­ ного топлива33 ,0 4 4 МТ I 0 ,296 МТ Ри 5,17 Ю 9 Ни I 150 дней 33 ,0 4 4 МТ U 0 ,296 МТ Ри 1,35 ' ТО 8 Ни Транспор­ тировка облучен­ ного топлива Ж идкие радиоактивные отходы Спускаемая во д а -7 210 гал./мин 7180 МТ растворенных О твердых веществ BW R PW R Н 3 9 0 4 5 0 Ни Другие 5 5 Ни Увлажненный воздух - испаряется 2 3 , 0 Ю б МТ Н20 Тепловые в ы б р о с ы -1,86 10ю кВт - ч Подпитывающая вода 19230 гал./мин У н о с- 4 8 3 гал./мин 481 МТ растворенных твердых веществ 24 Поверхностный воды 3 3 4 0 Ни Н - , 3,67 Н.. Ro106 5 ,03 МТ Na + 0 .23 МТ С Г 0.415 МТ S 0 | 0,176 МТ NO0 Транс* П О Г » г . -р у с . мое об­ лученное топливо Газы 3 ,7 3 -Ю 5 Ни Кг85 2 0 580 Ни НЗ 0 ,0 6 Ни 1129131 0,918 Ни других ПД 0 ,0 0 3 7 Ни трансурановых элементов 7,4 МТ N 0 , ' Высоноантиа- ные отходы 1,32-10s Ни ПД 0,0015 МТ Ри 2 0 5 0 0 Н и Ри Временное хранение высоноактив ных оТходов (5 лет) Высокоактив­ ные отходы 1,83 НО? Ни ПД 114 куб.фута Оболочки: 1.67 Ю 5 Ни Транспорти- ровна в госу­ дарственное хранилище Высокоактив­ ные отходы 11400 гал, (если жидкие; Технологи I I4 кУб 'ФУтов твердые) 72 куб-Фута 9 ?аМла/ми°нАа 4 . !в Ч 0 » Н и9 гал/мин 72 „уб.фута = £ > Ж идкие отходы для. хранения с промежуточным уровнем активности (от Ю4 до 106 хМ Д К )-6 9 0 0 гал. — S Ж идкие отходы с низким уровнем активности (от 10 до Ю 4 *М Д К )-3 4 0 ООО" гал. Захороненные твердые отходы: 6900, куб.футов, 0,14 акра Продажа, повторное применение или хранение Ри в виде K (N O a )* О.^у ь МГ 4 ,0 9 • 10 й Ни 1,83 I0 7 Ни ПД 114 куб.фута Оболочки: 1,67 -105 Ни 72 куб.фута Постоянное хранение высокоактив­ ных и других отходов Площадь места хранения:0,2-1,6 акра Г 33,04 М Г U, 0,798% U235 Рис. 2. Топливный цикл атомной электростанции с урановым реактором; охлаж ­ даемым водой; мощностью ТООО М В т(эл) {22]а а П р и в ед ен н ы е в ел и ч и н ы .п о л у ч ен ы при усл о в и и , ч т о а т о м н а я э л е к т р о с т а н ц и я р а б о т а л а в те ч ен и е 1 го д а п ри 100% н аг р у зк у . К о л и ч е с тв а м а т е р и а л о в о п р е д е л е н ы , и с х о д я и з п р е д ­ п о л о ж ен и я об о д и н а к о в о м го д о в о м ц и к л е з а г р у з к и , п ри к о т о р о м к а ж д ы й т о п л и в н ы й э л е м е н т р а б о т а е т 1100 д н е й с п ол н ой н а г р у зк о й д о . его за м е н ы . Э то со о т в е т с т в у е т в ср е д н ем ‘ г е н е ­ р ац и и теп л о во й эн ер ги и 33 000 М В т ( э л ) .д е н ь н а 1 т у р а н а и т е п л о в о й м о щ н о сти 30 М В т (э л ) н а 1 т у р а н а . З а м е н а то п л и в а в р е а к т о р е ' о с у щ е с т в л я е т с я по п р о гр а м м е ч а сти ч н о й п е р е ­ з а р я д к и , со гл а сн о к о то р о й е ж е г о д н о з а м е н я е т с я 1/з то п л и в а р е а к т о р а . С в е ж е е т о п л и в о со д е р ж и т у р ан , о б о га щ ен н ы й у р ан ом -235 д о 3,3% . О б о зн а ч е н и я : B W P — р е а к т о р с к и п я щ е й водой ; P W R — р е а к т о р , о х л а ж д а е м ы й в о д о й п о д д а в л е н и е м ; П Д — см ес ь п р о д у к то в д е л е н и я ; М Д К — м а к с и м а л ь н о д о п у с ти м ы е к о н ц е н т р а ц и и . более легких элементов (продуктов деления), большинство из ко­ торых радиоактивны.• В процессе последующей реакции образуются атомы более тяжелых элементов по сравнению с ураном (транс­ урановые элементы, включающие плутоний, америций и кюрий), которые также радиоактивны и имеют особое значение в атомной энергетике. Количества образующихся трансурановых элементов показаны в табл. 3. При нормальной работе продукты ядерной реакции остаются внутри покрытий топливных, элементов. Исполь­ зованные топливные элементы, выгруженные из реакторов, хра­ нятся в хорошо защищенных местах; в течение некоторого времени 25 to . Таблица 3. Количество трансурановы х элементов в топливном цикле яд ерного реактора м ощ ностью 1000 М Вт(эл) 05 за год работы при 80% нагрузке [2 2 ]. П р о ц есс Э лем ент У рановы й р еа к то р с водяны м о х л аж д ен и ем П лутониево -уран овы й р еа к то р с водяны м о хл аж ден и ем Р е а к то р -р а зм н о ж и те л ь на бы стры х ней трон ах кг/г К и / г к г / г К и / г кг/г К и / г Обработка топлива Плутоний 245а 1 ,06-105 (а) , з . ы о » (Р) 1 5736 6 ,7 8 - Ю5 (а) 3 ,1 .1 0 ’ (Р) 1 970в 4,49-105 (а ) 1 ,3 -1 0 ’ (р) Америций 4 ,3 9 6 ,3 6 - 103 (а) 1 ,1 0 -102 (Р) 7 5 ,7 1,126-105. (а) 2,65-10» (Р) 17 ,8 3 ,82-10* (а) 1,869-10» (Р) Кюрий 0,926 3 ,80-105 (а) 9 ,7 3 3 ,6 5 - 10е (а) 0 ,676 1,12-10* (а) Работа реактора Делящийся плутоний 172 — (— 304) г — 132 — Изготовление топливных эле­ ментов Плутоний 0 1958 " 1757 а 1,8% Р и -238 , 59,3% Р и-239 . 24% Р и -240 , 11,1% Р и-241, 3,8% Р и-242. 6 1,9% Р и-238 , 34,2% Р и-239 , 31,4% Р и -240 , 18,5% Р и-241, 13,9% Ри-242. * 0,77% Р и -238 , 66,9% Р и-239 , 22,4% Р и-240 , 6,1% Р и-241 , 3,8% Р и-242 . г Т р е б у е м а я д о б а в к а т о п л и в а о т у р а н о в о го р е а к т о р а с о х л а ж д е н и е м . их охлаждают, пока радиоактивность облученного топлива замет­ но не снизится в результате естественного радиоактивного распада. 3.5 Регенерация топлива Если отходы и плутоний требуется отделить от неиспользован­ ного топлива, то по прошествии нескольких месяцев использован­ ное топливо, содержащее указанные материалы, перевозят в мас­ сивных контейнерах с толстыми стенками на специальные заводы по регенерации топлива. Здесь топливо разлагают с превращением в кислотный раствор, который подвергают химической обработке с целью разделения его на несколько потоков. Один поток содер­ жит неиспользованный уран, который восстанавливают для полу­ чения новых топливных элементов. Другой поток содержит боль­ шое количество плутония, который хранят для будущего исполь­ зования в реакторах на быстрых нейтронах или для повторного использования в реакторах на тепловых нейтронах. Третий поток содержит продукты деления и большинство остальных трансура­ новых элементов; эти отходы высокорадиоактивны. Процесс хими­ ческого разделения осуществляется на специально оборудованных заводах, где обеспечена безопасная обработка высокорадиоактив­ ных материалов. 3.6 Обработка отходов Как и во всех производственных процессах, включающих по­ лучение энергии разными методами, на различных стадиях топлив­ ного цикла образуются разнообразные отходы. Национальные и международные организации, занимающиеся проблемами охраны здоровья населения, разработали специальные рекомендации и ввели ряд новых методов обработки этих отходов [23], которые обеспечивают достаточную безопасность для населения и лиц, ра : ботающих на предприятиях атомной энергетики. Различные типы отходов производства, а также современные и будущие методы их обработки более детально обсуждаются в разделе 5 этого отчета’. 3.7 Транспортировка Увеличивающаяся географическая удаленность и разбросан­ ность установок для осуществления различных процессов топлив­ ного цикла требуют все возрастающего количества транспортных операций, связанных с перевозкой радиоактивных материалов. Транспортировка необработанных топливных материалов и только что изготовленных топливных комплектов не влечет за собой зна­ чительной радиационной опасности, тогда как транспортировка 27 Таёлица 4. М аксим ально допустим ы е гоДббЫё дозы проф ессионального облучения, принятые МКРЗ [31] О блучаем ы й о р ган Д о за(бэры) В се тело ) Костный мозг ) 5 Половые железы ) Кожные покровы и кости ) Щитовидная железа ) Кисти рук и предплечья ) 75Ступни и лодыжки ) Другие органы ) 15 П рим ечание. Д л я о тд е л ь н ы х п р е д с т а в и т е л е й н а с е ­ л е н и я со о т в е тс т в у ю щ и е п о к а з а т е л и в 10 р а з н и ж е (за и ск л ю ч ен и е м п о к а з а т е л я о б л у ч е н и я щ и то в и д н о й ж е л е з ы д л я д е т е й д о 16-л етн его в о з р а с т а , к о т о р ы й п р и н ят р а в н ы м 1,5 б э р /г ) , а д л я гру п п о б л у ч а е м о го н а с е л е н и я — в 30 р а з н и ж е , чем п ри п р о ф е с с и о н а л ь н о м о б л у ч е н и и . облученного топлива и расщепленных продуктов ядерной реакции создает большую вероятность аварий, при которых возникает угроза облучения рабочих или населения (см. раздел 7). Террито­ риальное приближение атомных электростанций к заводам по про­ изводству и переработке топлива уменьшит, но не исключит транс­ портные операции. 4. ПРАВИЛА ПО ОХРАНЕ ЗДО РО ВЬЯ И ОБЕСПЕЧЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ НА РАЗЛИЧНЫ Х ЭТАПАХ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА Во всех странах, использующих или планирующих использова­ ние атомной энергии, разработаны подробные положения, своды правил и практические инструкции для обеспечения безопасности рабочих и всего населения. Различные международные организации, в частности Между­ народная комиссия по защите от радиоактивного излучения (М КРЗ), разработала рекомендации по стандартам охраны здо­ ровья (например, [24]), которые используются в качестве основы при выработке национальных правил применительно к условиям страны или к местным условиям. Эти рекомендации, примеры ко­ торых показаны в табл. 4 и 5, основаны на данных широких меж­ дународных исследований по изучению влияния радиации на чело­ века, процессы метаболизма, а также по изучению рассеивания и (или) концентрирования радиоактивных веществ в воздухе, воде и цепях питания. Научные обоснования этих и других связанных с радиацией рекомендаций постоянно проверяются и пересматри­ ваются такими международными организациями, как МКРЗ, -На- 28 Таблица 5. Н екоторые изотопы, связанные с ядерны м топливны м циклом, которы е м огут оказывать влияние на о кр уж а ю щ ую среду, периоды их полу­ распада и принятые МКРЗ допустим ы е пределы их концентраций П р ед ел ь н о допустим ы е ко н ц ен тр ац и и д л я р аб о ч и х , п о д в ер га ю щ и х ся воздей ствию рад и ац и и в течение 4 0 ч в нед ел ю 3 И зо го п П ер и о д no* л у р а с п а д а м к К и / см 8 в в о здухе раствори м ы й м ат ер и ал ^ н ерастворим ы й м атер и ал м к К и /с м 8 в воде н - з 12,5 года 8 - 10“ 6 (в виде водяных паров) з - к г 3 (в виде газа) М О - 1 ' в С-14 5 ,7 - 103 лет 4 - К Г 6 Ы 0 ~ 7 2 - 10- 2 Аг-41 1,8 ч --- 2 - 10~ 6 В Кг-85 10,8 года ' ---. 1 -10“ 5 __ в Sr-90 27 ,7 года М 0 ~ 9 5 - 1 0 - 9 1-10 5 Zr-95 65 ,5 дня М О - 7 3 - 1 0 ~ 8 2-10“ 3 Nb-95 35,0 дня сл О 1 1 • 10“ 7 3 - 1 0 ~ 3 Ru-106 368 дней 8-10“ 8 6 - ю - 9 4 - 10—4 1-129 1.7-.107 лет 2 - 1 0 ~ 9 7 - 10—8 М О - 5 1-131 8,1 дня 9 - 1 0 ~ 9 з - ю - 7 6 - 10—5 Xe-133 5,3 дня - М О - 5 — Cs-137 30,0 года 6 - 10- 8 М О - 8 4 - 10- 4 Np-237 2 ,1 -10е лет 4 - 1 0 ~ 12 М О - 1 0 9 - 10—5 Pu-239 2 ,4 - 104 лет 2 - Ю- 1 2 4 . 1 0 - “ М О - 4 Am-241 458 лет 6 - И Г 12 1-.10- 10 М О - 4 Cm -242 163 дня М О - 1 0 2 - 10—10 7-1Q—4 а П р и у к а з а н н ы х н и ж е п р е д е л ь н ы х к о н ц е н т р а ц и я х с о о т в е тст в у ю щ и е м а к с и м а л ь н о д о п у с ти м ы е го д о в ы е д о зы о б л у ч е н и я н е д о л ж н ы б ы ть п р ев ы ш ен ы . Д л я о тд е л ь н ы х п р е д ­ с т а в и т е л е й н а с е л е н и я у с т а н о в л е н н ы е п р е д е л ь н ы е к о н ц е н т р а ц и и в сех р а д и о и зо т о п о в , з а и с ­ к л ю ч ен и ем й о д а , в 10 р а з м ен ь ш е (д л я й о д а п р е д е л ь н а я к о н ц е н т р а ц и я в 20 р а з м е н ь ш е ). Е сл и н а с е л е н и е п о д в е р га е т с я о б л у ч е н и ю 168 ч в н е д е л ю , п р е д е л ь н ы е к о н ц е н т р а ц и и всех р а д и о и зо т о п о в д о л ж н ы б ы ть сн и ж е н ы е щ е в 3 р а з а . б С о е д и н е н и я и зото п о в , р а с т в о р и м ы е в ж и д к о с т я х о р г а н и зм а . в П р е д е л ь н а я к о н ц е н т р а ц и я о п р е д е л я е т с я в н еш н ей р а д и а ц и е й о т г а з а , н а х о д я щ е г о с я в ат м о с ф е р н о м в о зд у х е . учный комитет ООН по действию атомной радиации (НКДАРООН) и МАГАТЭ (Международное агентство по атомной энергии). Про­ должающееся международное сотрудничество по защите от радиа­ ции имеет исключительно большое значение, так как распростра­ нение некоторых материалов, высвобождающихся из ядерных уста­ новок, повышает уровень радиоактивности в общемировом мас­ штабе. Среди других важных международных акций, касающихся охраны здоровья населения, следует назвать договор о нераспро­ странении ядерного оружия, который затрагивает вопросы мирного использования атомной энергии, а также заключение в Лондоне и Осло конвенции о захоронении отходов с низким уровнем радио- 29 Iактивности в Мировом океане. Важные материалы, относящиеся к этим вопросам, представлены в ряде публикаций МАГАТЭ [25, 26, 27, 28, 29, 30]. В большинстве стран разработка и введение в действие под­ робных правил, касающихся радиационного излучения, а также осуществление контроля за уровнем облучения входят в обязан­ ности государственных учреждений по защите от радиации или специальных организаций по контролю за выбросами радиоактив­ ных веществ. Основным принципом, из которого исходят при составлении свода правил по защите от радиации, является рекомендация М КРЗ о том, чтобы радиоактивное облучение поддерживалось на минимальном уровне; при этом необходимо учитывать экономиче­ ские и социальные факторы [32]. В атомной энергетике следует рассматривать все стадии ядерного топливного цикла. Для отдель­ ных представителей населения прямое измерение радиоактивного облучения не практикуется; защита должна основываться на эф­ фективном контроле за уровнем радиации в месте выброса радио­ активных веществ. При выбросе радиоактивных материалов с пе­ риодом полураспада в несколько дней или более эти материалы могут распространяться на большие расстояния в воздухе и воде. Поэтому при разработке правил и оценке допустимых доз необхо­ димо учитывать общие количества радиоактивных веществ, воз­ действующие на население отдельных стран, регионов и всего мира. Во многих случаях своды правил составляются с учетом будущего увеличения масштабов использования атомной энергии. К ядерным установкам применимы в основном правила, ка­ сающиеся сооружения обычных промышленных объектов (разре­ шения на размещение и сооружение ядерных установок, на сброс жидких отходов, специальные правила для расчета котлов и т. д.). Разрешения на сооружение и эксплуатацию ядерных установок выдаются только правительственными учреждениями. Таким об­ разом, за производством атомной энергии правительства осущест- ляют более прямой контроль, чем за многими другими промыш­ ленными производствами. В отношении размещения ядерных уста­ новок существуют специальные правила и практические ограниче­ ния, связанные, например, с нагревом охлаждающей воды, сейсми­ ческой активностью и особенностями распределения местного на­ селения; кроме того, предусматривается участие населения в про­ цессе принятия решений по поводу размещения ядерных установок. Рабочая группа пришла к общему мнению, что наряду с обыч­ ными формами внутреннего контроля за производством атомной энергии следует продолжить и по возможности расширить практи­ ку независимого контроля со стороны правительственных органи­ заций. Рабочая группа подчеркнула большое значение разносторон­ ней подготовки квалифицированного персонала для обслуживания ядерных установок. Как и в некоторых других отраслях промыш­ 30 J ленности, важными критериями при выборе персонала должны быть психическое здоровье и технические способности [33]. Группа отметила также важность эффективной подготовки персонала для государственных агентств по контролю за радиацией. 5. ПРОБЛЕМЫ УДАЛЕНИЯ И ХРАНЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ В общем существует только два приемлемых пути решения проблемы различного рода отходов, если они не могут быть раз­ рушены или если их переработка оказывается экономически неце­ лесообразной: их либо хранят в каком-то изолированном месте с соблюдением правил безопасности, либо удаляют. В последнем случае существенную роль играют физические барьеры и природ­ ные процессы, например процессы разжижения и химические изме­ нения, которые могут способствовать уменьшению их влияния на окружающую среду до приемлемого уровня. В случае радиоактив­ ных отходов применяются оба способа, т. е. и хранение, и удале­ ние. Необходимо четко дифференцировать понятия «хранение» и «удаление». Хранение предполагает осуществление контроля за материалами, изолированными от человека и других форм жизни, но при таких условиях, которые делают возможным их использо­ вание в любой нужный момент. Удаление означает, с одной сторо­ ны, выброс материалов (под контролем в случае радиоактивных отходов) без намерения их использовать в дальнейшем; это может быть достигнуто либо путем их рассеивания в атмосфере, морской или пресной воде, либо путем их изолирования от биосферы. С дру­ гой стороны, радиоактивный расход в процессе хранения может настолько снизить токсичность материалов, что особой формой удаления становится их иммобилизация в месте хранения. Кроме того, в некоторых случаях приемлемым способом удаления отхо­ дов может оказаться их длительная изоляция с последующим медленным рассеиванием, когда уровень радиоактивности этих от­ ходов уже значительно снизился. Хранение всегда предполагает осуществление постоянного контроля за отходами, тогда как для процессов удаления необходимость в таком контроле гораздо более ограничена. Если облученное топливо подлежит регенерации, то отходами в конечном счете оказываются какие-то нежелательные компонен­ ты и металлические покрытия топливных элементов. Если же топ­ ливо не предназначается для регенерации, то отходами являются все или большая часть компонентов облученного топливного эле­ мента, с которыми следует обращаться, соблюдая все необходимые правила безопасности. Классификация радиоактивных отходов зависит от ряда факто­ ров, к которым относятся тип радиации, ее активность на единицу массы (удельная активность) и токсичность соответствующих изо- 31 Таблица 6. Количество ж ид ких отходов, образую щ ихся при работе реактора, охлаж даем ого водой под давлением (PW R), м ощ ностью 1000 МВт(эл) в течение года (личное сообщ ение д -ра P. D e jonghe), Х а р а к т е р и с т и к а отх о д о в Годовой о б ъ е м (м 3) н е о б р а б о та н н ы х о т ­ х од о в Г одовой о б ъ е м (м 3) о б р а б о т а н н ы х о т ­ х од ов к а тего р и я р ад и о ­ ак ти в н ость (К и /м 3) ради оакти в­ н ое з а г р я з - нениеа раб ота р е а к т о ­ р а р еге н е­ р ац и я топ л и - ва® работа р е а к то ­ р а р еге н е ­ раци я то п л и - ва® Очень 1 (Г 5— П Д + ПА 7000 ОТ 4 низкая — 10- 2 ДО 8 Низкая . < 1 П Д + ТУ 4000 2000 20 20 Средняя < 1 0 0 0 П Д + ТУ — 45 ..— . 45 Высокая > 1 0 0 0 П Д + ТУ 40 4 а П Д — см ес ь п р о д у к т о в д е л е н и я , П А — п р о д у к ты а к т и в а ц и и , Т У — т р а н с у р а н о в ы е э л е м ен т ы . б Д а н н ы е по р е ге н е р а ц и и т о п л и в а п о л у ч е н ы п у тем о ц ен ки к о л и ч е с т в а о тх о д о в , обра-. зу ю щ и х с я п ри р а б о т е з а в о д а по р е ге н е р а ц и и т о п л и в а , р а с с ч и т а н н о г о н а п е р е р а б о т к у от 500 д о 1000 т у р а н а в го д , ч т о со о т в е т с т в у е т п о т р е б н о с т я м 15—30 р е а к т о р о в P W R , в ы р а б аты в аю » , щ и х 1000 М В т ( э л ) .г к а ж д ы й . В зн а ч и т е л ь н о й м ер е э ти п о к а з а т е л и з а в и с я т о т п р оц ессов х и м и ч еск о го р а з д е л е н и я и п е р е р а б о т к и о тх о д о в . Таблица 7. Сум м арные показатели выброса радиоактивных материалов в атмо^ сф еру для реакторов разного типа [39] Р еак то р к р и п т о н -85 П о к а за т е л ь вы броса в К и на 1 0 0 0 М В т ( э л ) - г й о д -129 тритий у г л е р о д -14 ; за в о д по р еге н ер ац и и то п л и ва за в о д по регенерац ии топ лива реакто р заво д по р еген е­ р ац и и топ лива р еактор заво д по р еге н е ­ раци и то п л и ва PWR 3 -1 0 5 1 0 ~ 2 12 5 - 103 6 1 ,5 BWR 3 -1 0 5 1 0 ~ 2 20— 100 5-103 15 1 ,5 Магнокс З . ю 5 10- 2 — 5 1 0 3 6 6 HWR 3 -1 0 5 10“ 2 -2 - 1 0 * 5-10® 10 1,5 топов, включая период их полураспада. Определения некоторых из этих факторов приведены в докладе МАГАТЭ [34]. Для удоб­ ства активность отходов в данном отчете определяется как «высо­ кая», «средняя» и «низкая», хотя эти определения, безусловно, не дают точной оценки уровня радиоактивности. Количества образую­ щихся отходов зависят от типа реактора, его конструкции, условий эксплуатации, месторасположения, а также от последующей обра­ ботки топлива (табл. 6 и 7). Подобное описание процессов пере­ работки и удаления отходов, которые зависят-от природы материа­ лов и уровня их радиоактивности, приведено во многих публика­ циях [например 35, 36, 37, 38]. ;; _ .'32 5.1 Высокоактивные отходы при регенерации топлива Почти все жидкие отходы с высоким уровнем радиоактивности образуются при регенерации ядерного топлива. Жидкие концент­ раты с заводов по регенерации топлива, остающиеся после восста­ новления урана и плутония, содержат около 99,9% активности всех оставшихся продуктов деления. Эти жидкие отходы с очень высокой удельной радиоактивностью содержат также небольшие количества невосстановленных урана и плутония, а также других радиоактивных трансурановых элементов (в частности, америция и кюрия), которые образуются в процессе облучения в реакторе. Из-за высокой токсичности некоторых долгоживущих радиоактив­ ных компонентов эти отходы должны быть на длительное время изолированы от биосферы. При выделении из отходов урана и плу­ тония почти вся радиоактивность отходов связана с содержанием в них продуктов деления. Хотя вначале активность отходов доволь­ но быстро снижается вследствие распада короткоживущих радио­ активных изотопов, но из-за более долгоживущих продуктов де­ ления, таких, как стронций-90 и цезий-137 (периоды полураспада которых составляют около 30 лет), они должны быть изолированы на несколько сотен лет. К тому времени токсичность отходов должна снизиться более чем в миллион раз. Некоторые из содер­ жащихся в отходах высокотоксичных радиоизотопов трансурано­ вых элементов имеют период полураспада, исчисляемый тысячеле­ тиями, поэтому через несколько сотен лет они будут представлять наиболее серьезную опасность (рис. 3). Активность продуктов деления высокоактивных жидких отхо­ дов (около 109Ки на 1000 МВт(эл) -г выработанной энергии после 1 месяца хранения) в основном не зависит от типа реактора, а степень возможной концентрации и, следовательно, окончательный объем жидких отходов зависят от применяемых химических про­ цессов восстановления. При этом объем на единицу произведенной энергии всегда очень мал по сравнению с объемом менее токсич­ ных отходов от производства энергии на ископаемом топливе. В качестве примера можно указать, что общий объем высокоак­ тивных жидких отходов, образовавшихся при осуществлении Бри­ танской программы по производству атомной энергии, начатой в 1955 г., составил менее 700 м3 [40]. К концу столетия это количест­ во может возрасти самое большее до 6000 м3 и будет содержать 1010 Ки продуктов деления и 108Ки трансурановых элементов. В настоящее время указанные отходы хранятся в специально скон­ струированных охлаждаемых стальных баках с герметизацией. В более современных баках из нержавеющей стали с усиленной герметизацией контрольно-измерительные приборы быстро обна­ руживают любую утечку; для таких случаев предусмотрены ре­ зервные баки. Опыт использования баков современной конструк­ ции показал, что данный метод хранения обеспечивает безопас­ ность на многие десятилетия. 3 — 1241 33 В о з р а с т о т х о д о в (годы ) Рис. 3. Относительная радиотоксичность компонентов высокорадиоактивных отходов и встречающейся в природе радиоактивной урановой смолки. Условия: топливо для реакторов, охлаж даем ы х водой под давлением, урановый топливный цикл, 1% плутония в отходах, 15% отходов, переведенных в твердое состояние (стекловидная ф орма), типичная токсичность урановой смолки, отнесенная к еди­ нице массы [41, 42]. Любая система хранения требует контроля, но если жидкости перевести в твердое .состояние, то степень и значение этого конт­ роля должны уменьшиться, при этом хранение отходов станет даже еще более безопасным. В некоторых странах программы та­ кого рода осуществляются уже давно, при этом предпочтение отдается стекловидным формам, обладающим высокой сопротив­ ляемостью к водному выщелачиванию, химическим реакциям и высоким уровням радиоактивности. Разрабатываются планы по> 34 хранению этих стекловидных блоков в стальных контейнерах, содержащихся в строго контролируемых условиях с охлаждением. Производство 1000 М В т(эл)-г электроэнергии на атомных элект­ ростанциях должно привести к образованию от 1 до 4 м3 высоко­ активных отходов, абсорбированных глинами, стеклом или мате­ риалами, образующими керамику, с последующим спеканием, в зависимости от времени их распада и химического состава. Уже сообщалось [43, 44], что по программе развития производства атомной энергии, согласно которой установленная мощность к концу века должна достигнуть 100 000 М Вт(эл), будет произведе­ но около 3000 м3 абсорбированных радиоактивных отходов, кото­ рые можно будет хранить в водных бассейнах, занимающих пло­ щадь менее 10 000 м2. Рабочая группа признала важность разра­ ботки и испытания процессов по преобразованию жидких отходов в твердые. Не существует никаких технических причин, которые бы пре­ пятствовали неограниченному применению указанных выше спо­ собов контролируемого хранения, обеспечивающих достаточную безопасность. Д аж е при этом в некоторых странах разрабатыва­ ются методы по удалению отходов в среду, полностью изолиро­ ванную от человека так, чтобы исключить необходимость в посто­ янном контроле. Проводимые в этом направлении исследования включают изучение возможностей захоронения отходов в глубоких геологических формациях, таких, как соляные купола, глиняные или твердые породы, и даже в Мировом океане [44а]. В Европе Ко­ миссия европейских сообществ координирует широкую программу исследований в этой области [45]. Для иллюстрации радиотоксичность абсорбированных высоко­ активных отходов можно сравнить с токсичностью природных ра­ диоактивных материалов. Такое сравнение представлено на рис. 3;, где показана относительная радиотоксичность продуктов деления и трансурановых элементов в стекломассе и встречающейся в при­ роде урановой смолке. Во всех случаях токсичность оценивается на основе данных М КРЗ и в соответствии с рекомендациями М К РЗ в отношении максимально допустимых концентраций ра­ диоактивных изотопов в питьевой воде. Следует отметить, что че­ рез 1000—3000 лет токсичность отходов станет (в перерасчете на граммы) меньше, чем токсичность природных радиоактивных ма­ териалов. При выборе места для захоронения отходов необходимо учи­ тывать геологическую стабильность; в этой связи следует отметить недавно сделанное открытие, что примерно 2 млрд. лет назад в районе урановой шахты в Окло в Габоне (Западная Африка) из-за высокой концентрации урана образовалось несколько природных «реакторов», которые действовали около миллиона лет [46]. Полу­ чение данных о рассеивании на большие расстояния многих тонн продуктов деления и трансурановых элементов, образованных эти­ ми природными реакторами, говорит о большом значении геохими­ 3* 35 ческих Исследований. Те элементы, которые в соответствии с их ■химическими и физическими свойствами должны были остаться на месте, остались, а те, которые должны были перемещаться, пере­ мещались. Имеются доказательства того, что плутоний-239 не миг­ рировал за время жизни, хотя условия изоляции были, конечно, менее благоприятными, чем те, которые ожидаются в специальных тщательно подобранных местах захоронения отходов. Был сделан еще ряд несколько необычных предложений в от­ ношении удаления отходов, таких, как сжигание отходов в ракетах в космическом пространстве или захоронение их в полярных льдах [47]. В принципе наиболее долгоживущие компоненты отходов можно преобразовывать в более короткоживущие или стабильные. Если бы удалось отделить небольшие количества трансурановых элементов, связанных с продуктами деления, и использовать их в качестве топлива для реакторов, то они, возможно, превратились бы в более короткоживущие или стабильные продукты деления (ядерное сжигание) [48]. После 30 лет нейтронного облучения 99,9% трансурановых элементов должны превратиться в продукты деления. Такой подход теоретически возможен, но разработка но­ вой специализированной технологии является длительной процеду­ рой и требует больших материальных затрат. В настоящее время в ряде стран проводится совместное исследование по изучению процессов, связанных с указанной технологией, однако нет никакой гарантии того, что их применение даст преимущества с точки зрения охраны окружающей среды по сравнению с удалением отходов без разделения; более того, введение в строй новых заводов с новыми технологическими процессами неизбежно приведет к повышению общего уровня профессионального облучения. Хотя ядерное сжи­ гание может обеспечить удаление из отходов значительного коли­ чества долгоживущих радиоактивных компонентов, данный метод не является эффективным и не может рассматриваться как альтер­ натива другим методам удаления отходов, уже описанным выше. Рабочая группа пришла к выводу, что имеется ряд альтерна­ тивных методов для безопасного удаления отходов с высоким уровнем радиоактивности и что при этом не возникает неразре­ шимых технических проблем. Однако для того чтобы определить, какой из этих вариантов оптимальный, необходимо осуществление широких исследовательских программ. Такие программы, а так­ же наметившиеся тенденции к международным совместным иссле­ дованиям следует всячески поощрять. Хотя для планирования дальнейшего развития производства атомной энергии потребуется проверить и подтвердить пригодность и безопасность какого-то одного способа удаления отходов,* Рабочая группа пришла к вы­ воду, что отсутствие в настоящее время срочной необходимости в выборе метода и его введении в практику дает возможность про­ вести тщательное сравнительное изучение для оценки различных вариантов. Следует отказаться от принятия быстрых и необрати- ЗБ мых решений, которые могут оказаться преждевременными и недостаточно обоснованными. Итак, опыт показал, что современные методы хранения жид­ ких отходов являются достаточно безопасными; достигнуты значи­ тельные успехи в разработке технологических процессов по пре­ вращению этих отходов в твердые; проводится детальное изучение альтернативных методов, приемлемых с технической и экономиче­ ской точки зрения для окончательного удаления отходов. 5.2 Другие твердые отходы с высоким уровнем радиоактивности Значительная часть высокорадиоактивных отходов в атомной энергетике состоит из радиоактивных металлических опилок или покрытий, освобожденных от облученных топливных элементов перед их регенерацией, и высокорадиоактивных конструктивных элементов из активной зоны реактора. В настоящее время такие или другие высокоактивные отходы хранятся в хорошо экраниро­ ванных контейнерах. При конструировании этих контейнеров сле­ дует предусмотреть возможность извлечения, из них отходов для окончательного удаления. Главным источником отходов, содержа­ щих долгоживущие радиоактивные компоненты, являются неболь-' шие количества облученного топлива, прилипшего к металлу. Осо­ бую проблему представляют отходы от регенерации топлива, до­ пускающего высокую степень выгорания, например из реакторов на быстрых нейтронах, из-за присутствия в них плутония и других трансурановых элементов. Отходы, предназначенные для длитель­ ного хранения или удаления, должны подвергаться специальной очистке с целью уменьшения содержания в них плутония. 5.3 Твердые отходы со средним и низким уровнем радиоактивности На производствах, являющихся основными потребителями радиоактивных материалов, образуются разнообразные твердые отходы со средним и низким уровнем радиоактивности. На атом­ ных электростанциях в результате обработки сточных вод и ох­ лаждающей воды в бассейнах образуются радиоактивные ионооб­ менные смолы и шлам. Выбор способа хранения или удаления отходов данной категории определяется уровнем их радиоактив­ ности; в настоящее время некоторые из таких отходов хранят в условиях, обеспечивающих возможность их последующего извле­ чения, некоторые закапывают в контролируемых зонах, а некото­ рые замуровывают в цемент или бетон и опускают на дно океана [49, 50, 51, 52]. 37; Такие захоронения делаются уже с 1967 г. на севере Атлан­ тического океана рядом европейских стран под наблюдением АЯЭ/ОЭСР. Все, что касается количеств отходов, их упаковки, мест захоронения, мер предосторожности во время транспортиров­ ки и т. п., подлежит строгому контролю, при этом все операции осуществляются в соответствии с Лондонской конвенцией 1972 г. (Межправительственная конференция по захоронению радиоактив* ных отходов в море), которая установила необходимость получе­ ния специальных разрешений на захоронения от национальных органов власти и по которой запрещается захоронение отходов с высоким уровнем радиоактивности. После подписания этой Кон­ венции МАГАТЭ было предложено определить верхний предел радиоактивности отходов для захоронения. Согласно определению, принятому МАГАТЭ в настоящее время [53], которое должно пе­ риодически пересматриваться, отходы следует классифицировать в зависимости от типа радиации и концентрации содержащихся в них радиоактивных веществ, выражаемой в виде соотношения активности и массы, при этом верхний предел принят равным 100 ООО т/год на любом участке. Хотя Рабочая группа понимает озабоченность населения по поводу возможных отдаленных последствий захоронения радиоак­ тивных отходов в океанах, тем не менее она признала, что совре­ менные количества подлежащих захоронению материалов состав­ ляют лишь незначительную часть того общего количества, которое допускается в соответствии с рекомендациями МАГАТЭ, и в 107 раз меньше тех количеств, которые, согласно модели, разработан­ ной ААЭ/ОЭСР [54], приведут к превышению максимально допус­ тимых уровней облучения, принятых МКРЗ'. Рабочая группа при­ знала необходимость продолжения исследований в отношении ме-. тодов удаления отходов и призвала ВОЗ и МАГАТЭ ускорить принятие странами-членами соответствующих рекомендаций МАГАТЭ, что было специально отмечено в Заключительном акте Лондонской конвенции [55]. 5.4 Жидкие отходы со средним и низким уровнем радиоактивности Большие количества жидких отходов со средним и низким уровнем радиоактивности образуются при работе атомных элект­ ростанций, заводов по регенерации топлива, а также в результате применения радиоактивных материалов в медицине, лабораторных исследованиях и в промышленности. В атомной энергетике эти отходы при необходимости подвергаются специальной обработке для снижения количества содержащихся в них радиоактивных ма­ териалов до уровня, при котором обеспечивается их безопасный сброс в окружающую среду. Однако при такой обработке могут образовываться различные формы твердых отходов,, подлежащих 38 хранению. Количества жидких отходов с низкой радиоактивностью, которые разрешается сбрасывать в окружающую среду, опреде­ ляются государственными органами контроля на основе междуна­ родных рекомендаций с таким расчетом, чтобы влияние радиоак­ тивности на население поддерживалось на уровне, гораздо ниже того, который допускается стандартами охраны здоровья. Например, воздействие сброса жидких отходов на человека и окружающую гидросферу зависит от количества и природы сбра­ сываемых материалов, а также от условий сброса, в особенности от содержания радиоактивных изотопов и степени их начального и конечного растворения в воде. В связи с этим Рабочая группа лодчеркнула, что гораздо большее внимание должно уделяться выявлению и изучению вероятных путей воздействия радиоактив­ ности на человека, в частности через цепи питания, чем возмож­ ному (и, по-видимому, временному) воздействию на водные орга­ низмы. До выброса в окружающую среду больших количеств радио­ активных отходов важно установить пути воздействия радиоак­ тивности на человека, связанные с биологической аккумуляцией и (или) внешней радиацией. Во время и после удаления отходов необходимо осуществлять тщательный контроль и публиковать данные, касающиеся облучения населения. Группа пришла к вы­ воду, что осуществляемые в настоящее время и прогнозируемые сбросы радиоактивных отходов в море могут лишь незначительно повысить общий уровень радиоактивности в природе (250 Ки/км3, в .основном за счет калия-40) и что имеющиеся многочисленные данные позволяют считать, что эти сбросы не создадут угрозы для здоровья человека [56]. Тем не менее для обеспечения большей безопасности необходим непрерывный контроль за путями воздей­ ствия радиоактивности на человека и ее накопления в водных организмах. По мере развития атомной энергетики будет требоваться более высокий уровень очистки некоторых жидких; отходов, так чтобы уровень облучения оставался низким (раздел 8). Рабочая группа признала, что для достижения этой цели потребуются дальнейшие разработки в данном направлении. Сброс радиоактивных отходов в гидросферу подробно рассмат­ ривался в других публикациях [50, 51, 57]. 5.5 Выбросы в атмосферу Выбросы из реакторов в атмосферу могут содержать аргон-41 [образующийся в результате облучения воздуха), криптон-85 (продукт деления), ксенон-133 и изотопы йода, а также углерод-14, образующийся в результате облучения материалов в реакторе. Са­ мые летучие соединения, остающиеся в топливе после его регене­ рации на заводах, из которых наиболее важными являются крип­ 39 тон-85 и тритий, желательно удалять в процессе разложения топ­ лива. Радиоактивные изотопы, которые могут оказывать вредное воздействие на здоровье, удаляются полностью или их количество уменьшают с помощью современной технологии до приемлемого уровня. В связи с выбросом в атмосферу некоторых радиоактив­ ных изотопов с большим периодом полураспада и возможностью их переноса на большие расстояния возникает необходимость из­ мерения общего (совокупного) воздействия радиоактивности как на все население земного шара в целом, так и на различные груп­ пы населения и на отдельных лиц. Для того чтобы меры по умень­ шению воздействия выбрасываемых в атмосферу радиоактивных изотопов были эффективными, необходимы специальные междуна­ родные соглашения. В атомной энергетике наибольшее значение имеют выбросьц содержащие тритий, углерод-14, криптон-85 и йод-129. Тритий (период полураспада 12,2 года) может образовываться естественным путем в атмосфере при воздействии космических лучей на азот и кислород. Скорость его образования составляет 1,6 -106 Ки/год, при этом общее его количество в природе равно 2.8-107 Кн. Примерно 90% природного трития содержится в гид­ росфере, 10% — в стратосфере и 0,1% — в тропосфере [1]. В реак­ торах тритий может образовываться несколькими путями, напри­ мер посредством активации нейтронами составных элементов лег­ кой или тяжелой воды либо в результате деления. Общие количе­ ства трития, образующиеся в реакторах с газовым охлаждением и на легкой воде, составляют около 2-104 Ки на 1000 М Вт(эл)-г, а в реакторах на тяжелой воде — около 5-105 Ки на 1000 М В т(эл )-г [58, 39]. Его количество и распределение по различным потокам отходов зависят также от типа реактора, материала по­ крытий и качества топлива [39]. При сбросе в море воздействие ра­ диоактивности на население, по-видимому, должно быть меньше, чем при выбросе в атмосферу. В дальнейшем предполагается раз­ работка специальных методов, которые позволят предотвратить попадание трития в потоки отходов, а также способов его безопас­ ного хранения или удаления. Углерод-14 (период полураспада 5730 лет) непрерывно обра­ зуется в верхних слоях атмосферы со скоростью около 3-104Ки/г в результате бомбардировки космическими лучами; его общее ко­ личество в атмосфере постоянно поддерживается, на уровне 2 .8-108 Кн. Организм человека содержит около 10-9 Ки. Небольшие количества углерода-14 образуются в реакторах в результате реак­ ции нейтронов с атомами углерода, азота и кислорода, содержа­ щихся в топливе, охладителе и замедлителе. Скорость образования углерода-14 варьирует в зависимости от типа реактора; в реакто­ рах с графитовым замедлителем и газовым охлаждением количе­ ство образующегося изотопа больше, чем в реакторах на легкой воде и на быстрых нейтронах, где скорость образования варьирует от 10 до 50 Ки на 1000 МВт(эл) - г [59, 6]. Относительная доля 40 углерода-14, образующегося при работе реакторов и на заводах по регенерации топлива, также зависит от типа реактора [39]. Рабочая группа отметила, что в настоящее время разрабатывает­ ся специальная технология для уменьшения содержания углеро­ да-14 в отходах, которая будет вполне доступной. На заводах по регенерации топлива наибольшее значение из радиоактивных элементов, выбрасываемых в атмосферу, имеет газ криптон-85 (период полураспада 10,8 года), продукт деления, который выбрасывается в атмосферу в процессе разложения облу­ ченного топлива. В реакторе мощностью 1000 МВт(эл) за год работы образуется около 3-105 Ки криптона [58, 39]. Согласно оценкам [60], к концу этого столетия общее содержание криптона- 85 в атмосфере превысит 109 Ки, что приближается к 1% от обще­ го природного фонового излучения; эта доза достаточно велика, чтобы оказывать влияние на генетические механизмы. В настоя­ щее время разрбатываются средства для удаления и безопасного хранения криптона-85, которые могут оказываться необходимыми в будущем. Из изотопов йода более короткоживущий продукт деления йод-131 (период полураспада 8 дней) в значительной степени рас­ падается до регенерации топлива, тогда как йод-129, образующий­ ся в гораздо меньших количествах (около 1 Ки/г в реакторе мощно­ стью 1000 МВт(эл) [39] имеет период полураспада 16 млн. лет. По мнению специалистов, занимающихся проблемами радиологи­ ческой защиты, с точки зрения охраны здоровья в настоящее время нет необходимости в принятии каких-то специальных допол­ нительных мер по удалению данного изотопа из выбросов в ат­ мосферу с заводов по регенерации топлива, но если такая необхо­ димость возникнет, то уже сейчас имеются соответствующие ме­ тоды. 6. РАЗМ ЕЩ ЕНИЕ ЯДЕРНЫ Х УСТАНОВОК И ИХ ВЫ ВОД ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ 6.1 Размещение К числу факторов, определяющих выбор площадок для раз­ мещения ядерных установок, следует отнести особенности мест­ ности, от которых зависит влияние обычных или случайных выбро­ сов радиоактивных материалов (распределение населения, гидро­ логические и метеорологические условия, землепользование в сельскохозяйственных и промышленных целях), технические харак­ теристики местности (линии электропередачи, наличие воды для охлаждения, доступность), характеристики местности с точки зре- 41 лия возможной опасности для ядерных установок (наводнения, землетрясения, геотехнические особенности почвы, транспортные ■операции), а также удобство расположения и экономические фак­ торы (включая возможное землепользование в будущем). Различ­ ные аспекты проблемы размещения ядерных установок рассмотре­ ны в недавней публикации МАГАТЭ [27]. В случае аварий, как, например, случайный выброс в атмосфе­ ру радиоактивных материалов с атомных электростанций, важным •фактором, определяющим меры предупреждения возможного об­ лучения населения, является его плотность и распределение в районе ядерной установки. Некоторыми организациями, выдающи­ ми разрешения на сооружение ядерных установок, разработаны •специальные критерии, которые определяют приемлемое распреде­ ление населения в районе сооружаемых установок и коэффициен­ ты запаса для этих установок. Вследствие усовершенствования техники безопасности и растущего желания размещать атомные электростанции ближе к районам, потребляющим энергию, в тече­ ние последних нескольких лет наблюдается тенденция к выбору местностей с более высокой плотностью населения. Характеристи­ ки населения в местах размещения ядерных установок широко варьируют: от плотности 0,1 человека на 1 км2 в районе радиусом 20 км до численности населения более миллиона человек в радиу­ се 20—30 км. Ширина буферных зон вокруг атомных электростан­ ций, для которых установлены различные ограничения, варьирует от 0 до 2 км. Рабочая группа особенно подчеркивает, что размещение атом­ ных электростанций в отдаленных районах не исключает необхо­ димости обеспечения надежности их схемы, конструкции и экш плуатации. 6.2 Вывод ядерных установок из эксплуатации Предполагается, что срок службы промышленного ядерного реактора обычно составляет 25—35 лет [49]. Большая часть пло­ щадок, на которых разрешается строительство атомных электро­ станций, выбирается с таким расчетом, чтобы обеспечить их непре­ рывную работу на полную мощность. Поэтому считается жела­ тельным, чтобы в конце срока службы атомная электростанция была демонтирована, причем в такой степени, в какой это необхо­ димо, и так быстро, как этого требуют правила безопасности; это позволит использовать уже существующую материальную базу для строительства новой станции. Некоторые ядерные установки, включающие ряд небольших реакторов, уже были успешно демонтированы. Так, в США были демонтированы реактор Элк-Ривер мощностью 22 МВт(эл) и экспериментальный реактор на быстрых нейтронах. В Даунрее, Шотландия, значительная часть завода по регенерации топлива 42 'была подвергнута дезактивация до его реконструкции с целью обработки топлива из реактора на быстрых нейтронах мощностью 250 М В т (э л )р а б о т ы по демонтажу начались также на заводе по производству урана в Ле-Буше во Франции. Но для больших энергетических реакторов демонтаж пока еще не является необхо­ димым. После нескольких лет эксплуатации многие элементы и конст­ руктивные части реакторов становятся радиоактивными в резуль­ тате интенсивного облучения нейтронами, а некоторые загрязняют­ ся радиоактивными отходами. Для их демонтажа потребуются специальные технические решения, так как при этом будут обра­ зовываться тысячи тонн отходов с низким и средним уровнем радиоактивности. В стальных конструкциях радиоактивность будет в первую очередь определяться наличием относительно коротко- живущих изотопов железа и кобальта. Однако в дальнейшем ос­ новным радиоактивным изотопом должен стать более долгоживу­ щий изотоп никель-63 (период полураспада 92 года), а по проше­ ствии 40—50 лет общий период полураспада радиоактивных компонентов стали будет составлять около 100 лет. Кроме того, возможно присутствие меньших количеств более долгоживущих ра­ диоактивных изотопов, например никеля-59 (период полураспада 8-104 лет). Проблемы вывода из эксплуатации отслуживших ядерных установок (в частности, реакторов) и связанные с этим затраты рассматриваются уже в течение ряда лет. Этот процесс разделен на 3 стадии. Стадия 1. Полное прекращение работы без демонтажа и поддер­ жание установки в таком состоянии, при котором она будет безо­ пасна в условиях обычного наблюдения и контроля. Стадия 2. Уменьшение размеров установки до минимальных; при этом не затрагиваются сильно облученные или загрязненные ее части, например, связанные с активной зоной реактора. Наблю­ дение за установкой и окружающей средой должно быть продол­ жено. Стадия 3. Полное удаление радиоактивных частей установки и использование территории без ограничений. Решения о выводе установки из эксплуатации будут зависеть -от спроса на электроэнергию, экономических соображений, от уровня радиационного облучения персонала, занимающегося де­ монтажом, и будущей политики в отношении удаления радиоак­ тивных отходов. Хотя делать какие-то определенные оценки преж­ девременно, можно полагать, что затраты на демонтаж будут •составлять сравнительно небольшую часть (возможно, несколько .процентов) от первоначальных капиталовложений. Различные 43 аспекты проблемы вывода ядерных установок из эксплуатации бы­ ли рассмотрены Техническим комитетом МАГАТЭ [61]. Какова бы ни была будущая политика, очень важно, чтобы при выборе площадки для сооружения ядерной установки, а также при разработке ее схемы и конструкции учитывались особенности, которые могли бы помочь в случае возникновения необходимости вывода ее из эксплуатации и демонтажа. Соответствующие требо­ вания при сооружении ядерных установок уже приняты в ряде стран. 7. АВАРИИ ПРИ ОСУЩЕСТВЛЕНИИ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА При работе атомных электростанций, как и всех других уста­ новок, связанных с производством электроэнергии, не исключена возможность аварий, которые могут иметь вредные последствия для здоровья рабочих и всего населения. В данном разделе обсуж­ даются возможные аварии при осуществлении топливного цикла реакторов на тепловых нейтронах, которые в ряде случаев могут привести к значительным выбросам радиоактивных материалов в атмосферу и, следовательно, к неконтролируемому облучению на­ селения. (Возможность аварий при работе реакторов на быстрых нейтронах специально Группой не обсуждалась.) Наряду с риском радиоактивного облучения рассмотрены также случаи производст­ венного травматизма в атомной промышленности, не связанного с облучением. Проведен тщательный анализ с целью оценки вероятности слу­ чайных выбросов радиоактивных веществ из ядерных реакторов и их влияния на здоровье. Предприятия по производству атомной энергии проектируются и конструируются с таким расчетом, что­ бы максимально уменьшить вероятность аварийных ситуаций, ко­ торые потенциально могут иметь серьзные последствия для населения. Возможность таких аварийных ситуаций необходимо- учитывать при размещении ядерных установок (раздел 6) и разра­ ботке специальных срочных мер защиты для максимального умень­ шения вредных последствий в случае аварии. 7.1 Аварии на атомных электростанциях Проведен ряд детальных исследований с целью оценки веро­ ятности аварий на реакторах и их влияния на здоровье населения и окружающую среду [62, 63, 64, 65]. Все эти исследования свиде­ тельствуют о том, что атомные электростанции не создают серьез­ ной опасности для здоровья населения [66]. 44 Даже при одновременном выводе из строя нескольких незави­ симых систем по обеспечению безопасности значительный выброс радиоактивных материалов может произойти только при перегреве топлива, расплавлении значительной части материалов в активной зоне реактора и разрушении барьеров вокруг топливных элемен­ тов и реактора. Естественно, что быстрее всего должны выделяться газообразные и летучие продукты деления. Такие аварии, безус­ ловно, могут привести к радиоактивному облучению значительных групп населения. С точки зрения общественного здравоохранения наиболее важное значение имеют изотопы газообразных продуктов деления (криптон и ксенон), йода (йод-131), теллура, рутения и цезия (цезий-137). После выброса облако радиоактивных материалов может перемещаться по направлению ветра, при этом его концент­ рация будет постепенно уменьшаться со скоростью, зависящей от скорости ветра и погодных условий; кроме того, снижение радио­ активности облака может произойти за счет радиоактивного рас­ пада и оседания радиоактивных материалов. На небольших рас­ стояниях прямая радиация от облака может быть очень сущест­ венной, но по мере его рассеивания основную непосредственную опасность уже представляет вдыхание продуктов деления. В пер­ вые несколько дней наиболее важным источником радиации явля­ ется радиоактивный йод, но по прошествии некоторого времени преобладающей становится радиация от осаждающегося цезия. Важными факторами, определяющими последствия при выбросе радиоактивных материалов, являются метеорологические условия, распределение населения и те экстренные меры, которые прини­ маются для уменьшения вредных последствий при таких авариях, включая использование специальных убежищ и эвакуацию насе­ ления. Самое подробное изучение аварий на реакторах было орга­ низовано Комиссией США по контролю за производством атомной энергии [62]. Хотя данное исследование, которое в дальнейшем называется Исследованием безопасности работы на реакторах (ИБР) проводилось применительно к условиям США (было рас­ смотрено 60 действующих реакторов в США), полученные резуль­ таты в общем соответствуют данным исследований, проведенных в других странах. Основные результаты представлены на рис. 4. Чтобы дать сравнительную оценку опасности для населения ава­ рии при производстве атомной энергии, были собраны данные о других основных типах аварий, связанных с деятельностью чело­ века. Общие показатели риска внезапной смерти от различных причин, связанных с деятельностью человека, представлены в табл. 8 (данные по США). К отдаленным последствиям аварий при работе ядерных реак­ торов можно отнести генетические нарушения и заболевания ра­ ком. Общее число лиц, умерших спустя некоторое время после облучения, может значительно превышать число случаев внезапной 45 Число случаев внезапной смерти (X) на одну аварию Рис. 4. Частота аварий, приводящих к внезапной смерти, которые связаны с д ея ­ тельностью человека, включая работу атомных электростанций [62]. смерти. Согласно данным ИБР, при серьезных авариях, которые могут иметь место один раз в 108 лет работы реактора, среднее- число умерших от рака в год будет близко к числу случаев вне­ запной смерти или несколько превышать это число. При менее серьезных авариях, вероятность которых больше, частота заболе: ваний раком будет существенно возрастать по сравнению с числом случаев внезапной смерти. Однако в общенациональном масштабе дать дифференцированную количественную оценку частоты таких последствий для здоровья населения сравнительно с- обычным 46 Таблица 8. Риск внезапной см ерти от различны х причин [62] П ричина см ерти Ч исло сл у ч а ев см ер ти в го д В ероятн ость см ерти за год Аварии на автотранспорте Падения Пожары Несчастные случаи на воде Огнестрельное оружие Авиационные катастрофы Падение предметов Поражение электрическим то- 55 791 1:4 000 17 827 1:10 000 7 451 1:25 000 6 181 1:30 000 2 309 1:100 000 1 778 1:100 000 1 271 1:160 000 1 448 1:160 000 ком Удар молнии Торнадо Ураганы Все несчастные случаи Аварии на ядерных реакторах 111 992 1:1 600 1:5 000 000 000 (по оценке) 160 1:2 000 000 91 1:2 500 000 93 1:2 500 000 (100 электростанций) уровнем заболеваемости оказывается трудным или даже невоз­ можным. Кроме того, результаты И БР говорят о том, что вероятность серьезных аварий крайне мала (например, согласно оценкам, ава- ; рия реактора, при которой происходит сильное облучение 1000 че­ ловек, может иметь место один раз в 100 млн. лет), а аварии, при которых происходит расплавление топлива в активной зоне реак­ тора, по всей вероятности, не должны приводить к разгерметиза­ ции защитной оболочки реактора и, следовательно, кчсильному об­ лучению, которое может вызвать быструю смерть, заболевание-, раком или генетические нарушения. Данные ИБР основаны на детальном анализе возможных аварий на ядерных установках, которые могут привести к выбро­ сам радиоактивных материалов. Конечно, нельзя с уверенностью- утверждать, что были учтены все возможные последствия аварий,, представляющие опасность для здоровья населения. Однако систе­ матичность подхода, примененного для выявления возможных по­ следствий аварий, делает маловероятным, чтобы какой-то важный фактор, влияющий на общий риск, остался незамеченным. Для* проверки этого вывода в рамках программы И Б Р были проведены: параметрические исследования, которые в печати широко не осве­ щались. Результаты этих исследований подтвердили указанный вывод. Еще Одним важным фактором является то, что учитывать следует только те последствия аварий, которые могут привести к расплавлению в активной зоне реактора; это значительно ограни­ чивает виды и число случаев поломок оборудования и воздействия: на здоровье человека, которые могут существенно влиять на общую» опасность для населения [62] (приложение XI, глава 3). 4 Г При обсуждении вопроса о вероятности и последствиях воз­ можных серьезных аварий на атомных электростанциях Рабочая группа не нашла оснований для отрицания общих выводов, сде­ ланных недавно в ряде стран при изучении проблем безопасности работы на атомных электростанциях. Согласно результатам про­ веденных исследований, риск для населения при различных ава­ риях, включая выброс радиоактивных материалов из активной зоны реактора в окружающую среду, оценивается как низкий. Бы­ ло отмечено, что, как и в любой другой отрасли промышленности, при незначительном числе небольших локализованных аварий их последствия в большей мере будут выражаться в потере генери­ рующей мощности и экономическом ущербе, чем в воздействии на здоровье. 7.2 Аварии при транспортировке На практике почти все случаи радиоактивного облучения на­ селения в процессе транспортировки радиоактивных материалов при осуществлении ядерного топливного цикла связаны с транс­ портировкой отработавших топливных элементов с атомных электростанций на заводы по регенерации топлива и возможной дальнейшей транспортировкой отходов, обладающих высоким уровнем радиоактивности, с заводов по регенерации топлива к установкам для хранения отходов или к местам их захоронения. МАГАТЭ опубликовало рекомендации, касающиеся транспор­ тировки радиоактивных материалов, включая отработавшие топ­ ливные элементы [26]. В этих рекомендациях содержатся требова­ ния в отношении транспортных контейнеров типа В (применяемых для потенциально наиболее опасных грузов), согласно которым данные контейнеры должны быть способными выдерживать ука­ занные ниже нагрузки без утечки радиоактивных веществ: — свободное падение с высоты 9 м на твердую поверхность; — свободное падение с высоты 1 м на стальной брус диамет­ ром 15 см; — 30-минутный нагрев при 800°С; — погружение под воду на глубину 15 м. Таким образом, подчеркнута крайняя опасность таких аварий при транспортировке, которые связаны с поломкой контейнеров и топливных элементов, так как это может привести к выбросу зна­ чительных количеств радиоактивных материалов. Поскольку топ­ ливные элементы до перевозки хранятся в течение длительного времени, большая часть радиоактивности обусловлена присутст­ 48 вием долгоживущих изотопов стронция-90 и цезия-137, которые не являются летучими. Были предприняты различные исследования для оценки риска аварий при транспортировке и их последствий [67, 68]. Согласно полученным оценкам, достаточно серьезная ава­ рия, при которой возможен выброс небольшого количества радио­ активных материалов, может произойти один раз на 80— 200 млн. км пути (по шоссейным или железным дорогам). Рассчи­ тано, что на один реактор мощностью 1000 МВт(эл) приходится в год примерно 60 перевозок отработавшего топлива на грузови­ ках или 10 перевозок по железной дороге [69]. В США к настоя­ щему времени осуществлено около 4000 перевозок отработавшего топлива, во время которых произошло 6 серьезных аварий. Одна­ ко при использовании контейнеров типа В ни одна авария не сопровождалась выбросом радиоактивных материалов в окружаю­ щую среду или облучением какой-то группы населения большими дозами радиации. В случае аварии, вызывающей поломку транспортируемых контейнеров, необходимо немедленно локализовать очаг распрост­ ранения радиоактивных материалов. В крайних случаях может оказаться желательной эвакуация населения из районов, находя­ щихся в непосредственной близости к очагам заражения, однако более широкая эвакуация, осуществляемая при заражении други­ ми токсичными материалами, например отравляющими газами, не является необходимой [68]. На основании имеющегося опыта и сделанных оценок Рабочая группа пришла к выводу, что вероят­ ность аварий при транспортировке отработавшего топлива, кото­ рые могут представлять опасность для здоровья населения, очень мала. Перевозка высокоактивных отходов с заводов по регенерации топлива к местам их хранения или захоронения может произво­ диться только после преобразования их в твердые вещества и только через несколько лет после извлечения топлива из реактора. Учитывая форму отходов и сравнительно небольшое число транс­ портных операций, можно считать, что при перевозке отходов с высоким уровнем радиоактивности опасность для здоровья насе­ ления будет даже меньше, чем при транспортировке отработавше­ го топлива. 7.3 Аварии на заводах по регенерации топлива На заводе по регенерации топлива могут находиться материа­ лы, обладающие примерно такой же радиоактивностью, какая имеет место в активной зоне работающего реактора мощностью 1000 МВт(эл). Однако все газообразные продукты деления, за исключением криптона-85, как и большинство летучих продуктов деления, в значительной степени подвергаются распаду. Из ра­ диоактивных изотопов наибольшее значение имеют стронций-80, 4 — 1241 (49 рутений-106 и цезий-137. Технологические процессы на заводах; по регенерации топлива не включают операции, связанные с рабо­ той под высоким давлением и при высоких температурах, при этом количество выделяющегося тепла меньше, чем при работе реакто­ ров; следовательно, возможность выброса радиоактивных веществ в атмосферу или в водную среду оказывается ниже, даже несмотря на то, что в процессе переработки регенерируемые материалы обычно находятся в жидкой форме. Поэтому кажется маловероят­ ным, чтобы при таких условиях происходил значительный выброс в атмосферу концентрированных радиоактивных материалов, ко­ торые могли бы привести к серьезным последствиям для здоровья населения, сходным с теми, которые могут иметь место при серьез­ ных авариях на реакторах. 7.4 Аварии при удалении отходов с высоким уровнем радиоактивности Как указывалось в разделе 5, одним из вероятных способов- удаления высокорадиоактивных отходов, переведенных в твердое состояние, является их захоронение в геологически стабильных формациях подстилающего слоя, например в отложениях камен­ ной соли или в других твердых породах. К наиболее серьезным последствиям аварий при захоронении отходов следует отнести вымывание радиоактивных материалов грунтовыми водами, которые впоследствии могут достигнуть поч­ венных вод, используемых населением. Было проведено тщатель­ ное изучение возможных наихудших ситуаций [78]; при этом исхо­ дили из того, что захоронение было произведено в ненарушенных геологических формациях. После вымывания вынос радиоактивных материалов на поверхность с грунтовыми водами должен замед­ литься вследствие физических и химических процессов, происходя­ щих в твердых породах и почве. Время для достижения поверхно­ сти должно составлять десятки тысяч лет в случае стронция-90 и,, по-видимому, миллионы лет в случае трансурановых элементов. Со­ гласно оценкам, сделанным на основе результатов данного иссле­ дования, потребление этой воды населением может вызвать 0,5 летального случая за первый миллион лет после захоронения. Сочетание этого типа аварий с значительным смещением геологи­ ческих пластов может иметь более серьезные последствия. Поэтому места для захоронения должны выбираться с особой тщательно­ стью в районах высокой геологичёской стабильности, изолирован­ ных от проточных грунтовых вод, или в районах с очень слабым течением грунтовых вод (см. также раздел 5.1). При тщательно контролируемом захоронении высокорадиоактивных отходов веро­ ятность облучения человека считается крайне отдаленной, при этом возможные последствия такого облучения незначительны. 50 7.5 Меры по уменьшению последствий аварий На случай аварий, влекущих за собой выброс радиоактивных материалов в окружающую среду, необходимо разработать ши­ рокий план экстренных мероприятий, осуществление которых должно привести к значительному уменьшению воздействия радио­ активности на здоровье населения. При некоторых обстоятельствах может понадобиться частичная эвакуация населения из района, находящегося с подветренной стороны по отношению к очагу зара­ жения. В случае более длительной опасности, обусловленной зара­ жением, в течение некоторого времени может оказаться необходи­ мым контроль за потреблением пищи и воды. К числу других возможных мероприятий следует отнести обеззараживание местности, а также распределение среди населения таб­ леток, содержащих устойчивый йод, что должно уменьшить погло­ щение радиоактивного йода щитовидной железой. Меры по умень­ шению последствий аварий различаются в зависимости от типа аварии, местных условий, имеющихся ресурсов и т. д. Предпола­ гается, что в планировании и осуществлении разработанных пла­ нов экстренных мероприятий большое участие должны принимать местные и центральные органы здравоохранения. При принятии решений в отношении каких-то экстренных действий, например в отношении эвакуации, нельзя не принимать во внимание возмож­ ный риск, связанный с осуществлением самих этих мероприятий, например, аварии при транспортировке, поэтому необходимо обя­ зательно учитывать местные условия в момент аварии. Планы экстренных мероприятий и программы контроля за радиацией должны разрабатываться в тесном сотрудничестве меж­ ду органами общественного здравоохранения и персоналом, рабо­ тающим на ядерных установках. Необходимо проводить периоди­ ческие .тренировочные учения, в которых должны участвовать бригады, созданные для осуществления экстренных мероприятий, персонал, работающий на ядерных установках, и местные органы власти. МАГАТЭ и ВОЗ опубликовали отчеты, в которых определена роль органов общественного здравоохранения в разработке и осу­ ществлении мероприятий по радиологической защите населения [49, 71]. 7.6 Производственный травматизм при работе на ядерных установках, не связанный с облучением Как и при производстве других видов энергии, различные ста­ дии процесса получения атомной энергии (такие, как получение топлива, сооружение и эксплуатация атомных электростанций, и 51 crt': 1 Таблица. 9. С овокупные дозы облучения всего тела, облучение отдельных органов и показатели производственного ьэ травматизма со см ертельным исходом на различных этапах ядерного топливного цикла (таблица приведена с неко- ________________________________ торы м и изменениями из работы [6 ] ) ■___ ___________ Д о зы об лучения в сего т е л а в человеко- б эр ах н а 1 М В т(эл) ■ г ' С лучаи п р о ф ес­ сионального травм ати зм а со Э тап облучение н а с е ­ лени я . проф есс иональное облучение • О блучение отдельн ы х частей те л а см ертел ьн ы м и с­ ходом (не с в я ­ зан н ы е с о б л у ­ чением) н а 1 0 0 0 М В т (э л )‘ Г Сооружение установок 0 ,2 5 Добыча урана — Внешнее (шахтеры) 0,05 Легкие (шахтеры) 0 ,1 Размельчение и обработка (Вероятное) < 0 ,1 Легкие и кисти рук, малые дозы - 0 , 1 Изготовление топливных эле­ ментов и обогащение — — Вероятно, незначительное < 0 ,0 1 Жидкие отхо­ От продуктов актива­ — 0,02 Работа реактора ды ции и деления (внешнее Газообразные от­ ходы 0 ,1 Уг Жидкие отходы и от трития) 1 ,0 терод-14 Заводы по регенерации топ­ лива 0,1а 0 ,2 Газообразные отходы 0 ,2 5 От продуктов активации и деления (преимущест­ венно внешнее) 1,0 Профессиональное обл уч ен и е- лёгкие и другие ткани Непрофессиональное облуче­ ние—кожные покровы, кишеч­ ник, щитовидная железа и кости (небольшие группы населения) 0 ,0 2 Другие стадий топливного цикла :— 0 ,0 3 — . < 0 ,0 1 Транспортировка < 0 ,0 1 < 0 ,0 1 — < 0 ,0 1 Аварии 0 ,0 5 . — — < 0 ,0 1 Вывод из эксплуатации — 0 ,0 3 — 0 ,0 5 Всего 0 ,7 2 ,2 — 0 ,5 5 Всего (воздействие на генети­ ческие механизмы) 0 ,3 0 ,6 а О б л у ч ен и е от у гл ер о д а -1 4 , и н т е гр и р о в а н н о е н а 500 л е т при д о п у щ ен и и , ч т о э ф ф е к т и в н о с т ь о гр ан и ч е н и я е го в ы б р о с а с о с т а в и т 90% (см . р а з д е л 8.4). транспортировка, удаление и хранение отходов) связаны с риском производственного травматизма. Некоторые из недавно получен­ ных данных [6, 72] представлены в последней колонке табл. 9. Эти данные показывают, что в атомной энергетике аварии, не связан­ ные с облучением, которые приводят к гибели людей, чаще всего происходят при добыче руды и сооружении ядерных установок. 8. РАДИОАКТИВНОЕ ОБЛУЧЕНИЕ ПРИ НОРМАЛЬНОМ ОСУЩЕСТВЛЕНИИ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА Основываясь на совместном опыте членов Рабочей группы и результатах исследования, проведенного Агентством по атомной энергии Организации экономического сотрудничества и развития (ААЭ/ОЭСР) [6], был рассмотрен современный уровень знаний в отношении существующего в настоящее время риска радиоактив­ ного облучения для здоровья населения на различных стадиях производственного цикла в атомной энергетике. Дозы радиации, получаемые отдельными лицами, обычно слиш­ ком малы, чтобы их можно было определить путем прямых изме­ рений. В большинстве случаев их следует оценивать, используя модели распределения радиоактивных материалов в воздухе или воде после их выброса в сочетании с обследованиями для выяв­ ления облученных групп населения и основных путей распростра­ нения радиации. При этом учитывается облучение отдельных лиц, групп населения, проживающих вблизи ядерных установок, и, где возможно, всего населения. Чтобы сделать выводы относительно влияния облучения на здоровье населения, Рабочая группа исполь­ зовала самую последнюю информацию относительно зависимости доза—эффект, что подробно разъяснено в разделе 2; согласно рекомендациям М КРЗ [32], в целях защиты от облучения линей­ ная зависимость распространена на самые низкие уровни радио­ активного облучения, которому может подвергаться население на разных стадиях производства атомной энергии. При этом анализе учитывается общая доза, которая включает не только дозу, полу­ ченную в течение года работы, но также и дозу, которую, как ожидается, население должно получить в будущем. Общее облучение населения выражается как «совокупная доза» в человеко-бэрах; она представляет собой среднюю или ожидаемую дозу в бэрах, умноженную на численность рассматри­ ваемой группы населения (см. приложение I). Оценки воздейст­ вия на здоровье получают, исходя из общей совокупной дозы на единицу энергии, вырабатываемой атомной электростанцией. Ос­ новные источники радиации вызывают облучение всего тела. При рассмотрении радиоактивного облучения на различных этапах производственного цикла в атомной энергетике необходимо учиты­ вать цбщую картину облучения, связанного с деятельностью чело­ века (медицинская практика, испытания ядерного оружия и про- 53. Таблица 10. О ценка среднегодовы х д оз облучения всего тела (в мбэрах) от природны х источников и источников, связанных с деятельностью человека, для различных групп населения И сточник СШ А В ел и к о б р и та­ ния 1 9 7 0 г . 2000 г . 1 9 7 3 г . д о за п р и облучении всего те л а гонадная д оза Природное фоновое излучение 102а 87 а Космическое излучение 44 28 Земное излучение 40а 38а Внутреннее облучение 18 21 Медицинская практика 73 ~ 7 3 14 Облучение, связанное с деятельностью — — — человека Выпадение радиоактивных осадков 4 5 2 ,2 Отходы производства атомной энер­ 0 ,003 0 ,4 0 ,0 1 б гии Другие источники 2 ,6 1,1 0 ,7 Профессиональное облучение (произ- 0 ,8 0 ,9 0 ,6 • водство атомной энергии, промышлен­ ная радиография, медицинская и сто­ матологическая практика и т. д .) В с е г о 182 182 105 а П р и р о д н ы е у р о в н и р а д и а ц и и и и н д и в и д у а л ь н ы е у р о в н и о б л у ч е н и я зн а ч и т е л ь н о р а з ­ л и ч а ю т с я в р а з н ы х р а й о н а х о д н о й и той ж е с т р а н ы . Н а п р и м е р , со гл а с н о р е з у л ь т а т а м и с с л е ­ д о в а н и й , п р о в е д е н н ы х в В е л и к о б р и т а н и и [7 2 ] , и н д и в и д у а л ь н ы е у р о в н и м о гу т к о л е б а т ь с я в п р е д е л а х от 65 д о 200 м б эр . б С о гл ас н о б о л е е п о зд н и м о ц е н к а м , э т а д о з а с о с т а в л я е т п р и м е р н о 0,1 м б эр . дукты потребления), а также неизбежное фоновое облучение, обусловленное природными источниками (космическая радиация, радиоактивные компоненты горных пород и строительных мате­ риалов, а также радиоактивные вещества, естественно содержа­ щиеся в организме каждого человека). Уровни облучения от всех этих различных источников радиации показаны в табл. 10. Терри­ ториальные колебания в природных уровнях земной радиации (даже на небольших расстояниях) намного превышают возраста­ ние доз облучения, вычисленное в соответствии с планируемыми программами развития производства атомной энергии во всем мире. 8.1 Сооружение установок Единственным важным потенциальным источником радиоак­ тивного облучения в процессе сооружения крупных объектов явля­ ется промышленная радиография. 5 4 Добыча урановой руды сопряжена с опасностью облучения организма человека вследствие вдыхания радона и продуктов его распада. Основную опасность с точки зрения внутреннего радио­ активного облучения представляют альфа-лучи, причем излучате­ ли связаны с очень маленькими частицами рудничной пыли, при­ сутствующими в атмосфере шахты, которые могут попадать в -организм при вдыхании. Эта проблема, по-видимому, минимальна в случае разработок открытым способом; при глубоких подземных разработках указанную опасность можно частично устранить с помощью специальной вытяжной системы и других мер, в частнос­ ти путем заделки и герметизации отработанных участков шахты. Д л я обеспечения приемлемых рабочих условий в шахтах имеется соответствующее технологическое оборудование. Могут использо­ ваться также личные защитные приспособления, однако их эффек­ тивность в общем, по-видимому, довольно низка вследствие раз­ личных причин физического и конструктивного плана. Если уровни изучения в атмосфере шахты контролируются недостаточно эффек­ тивно, это может иметь серьезные последствия для здоровья. Опасности для здоровья, связанные с добычей урановых руд, и эпидемиологические аспекты этой проблемы рассматривались и оценивались во многих работах [73, 74, 75, 25, 76, 77]. Эти опаснос­ ти следует считать неизбежным компонентом в цикле использова­ ния ядерного топлива, который следует учитывать также и в странах, где уран не добывают, а импортируют. Кумулятивную дозу облучения лиц, работающих на урановых шахтах, выражают [76] в рабочих месяцах с учетом рабочих уров­ ней (РМУ), т. е. в виде кумулятивного произведения периодов -облучения под землей, выраженных в рабочих месяцах (каждый по 170 ч), и соответствующих концентраций в воздухе продуктов распада радона, выраженных в рабочих уровнях (РУ) а. Большая часть имеющейся информации о зависимости между вдыханием радона и продуктов его распада и заболеванием раком легкого (зависимость доза—эффект) была получена при обсле­ довании шахтеров в США в период 1951— 1960 гг. и в Чехослова­ кии. В исследовании, проведенном в США [73], дозы облучения шахтеров оценивали с учетом продолжительности их работы и среднегодовых уровней (измеренных или оцененных) излучения в шахтах. Затем смертность шахтеров в последующий период, включая смертность от рака легкого, соотносили с оцененными уровнями облучения и другими важными факторами, такими, как курение. К 1974 г. смертность от рака легкого в этой группе была 8.2 Добыча и измельчение руды а Один РУ представляет собой какую-либо комбинацию продуктов распада радона в 1 л воздуха, которая соответствует выделению 1 ,3 -105 М эВ энергии альфа-излучения. Его численное значение выведено, исходя из энергии альфа- излучения, полученной в результате полного распада короткоживущих дочерних продуктов, в равновесии с 10~4 мкКи радона-222 на 1 л воздуха. 5 5 примерно в 4—5 раз выше, чем среди всего населения в целом. Частота заболеваний была выше среди курильщиков, но поправки на курение не объясняли большей части избыточной смертности. (В настоящее время на многих урановых рудниках официально' запрещено курение во время работы под землей). Смертность от рака легкого при работе на урановых рудниках гораздо выше, чем при добыче таких материалов, как уголь и углекислый калий, т. е. в условиях низкого уровня радиации. В других исследованиях было показано, что шахтеры, работающие при промежуточных и низких уровнях радиации, подвергаются меньшему риску заболе­ вания раком легкого. Частота незлокачественных респираторных заболеваний так же высока, как и при добыче других материалов [77]. Исходя из принятых в США максимально допустимых уровней облучения при добыче (4 РМУ/г), были сделаны оценки избыточ­ ной смертности от рака легкого. Согласно этим оценкам, показа­ тель избыточной смертности для шахтеров, проработавших 30 лет, начиная с 20-летнего возраста, колеблется от 2,1 до 5,5 случаев на 10 000 человеко-лет работы шахтеров в расчете на возраст до 80 лет. Этот диапазон зависит от того, какие оценки риска были использованы для расчетов: полученные на основе всех уровней облучения или только те, которые были сделаны на основе более низких уровней облучения в исследовании, проведенном в США. По возможности, сделанные предположения проверяли путем ана­ лиза фактических данных [77]. Большинство случаев смерти от рака легкого регистрируется через 10 лет и более после начала работы в шахтах [76]. В исследовании, проведенном недавно в Чехословакии [78], которое охватило в среднем 24-летний период наблюдения после начала облучения, был подтвержден линейный характер зависи­ мости доза—эффект. Исходя из допущения, что эффект пряма пропорционален дозе облучения, получим 0,23±0,04 случаев рака легкого на 1000 рабочих на 1 РМУ (оценка среднего риска облу­ чения). Если применить те же модифицированные таблицы дожи­ тия, которые были использованы в исследовании, проведенном в США [73], то показатель избыточной смертности от рака легкога среди шахтеров Чехословакии, работающих на урановых шахтах, составит примерно 30 случаев на 10 000 человеко-лет, или 78 на 10 000 человеко-лет работы в шахтах. Было подчеркнуто [74], что даже при наличии необходимой технологии для обеспечения приемлемых рабочих условий в урано­ вых шахтах одна вытяжная система не может понизить концентра­ ции продуктов распада радона до более низких уровней, чем те, которые были зарегистрированы в 1969 г. Как было указано, «для дальнейшего снижения уровня загрязнения атмосферы в шахтах необходимы соответствующие методы снижения эмиссии радона На рабочих участках, более эффективные и длительно действующие способы изоляции незараженных зон, усовершенствованные респи­ 56 раторы и средства для удаления радона из воздуха в шахтах [74]. Радиоактивные материалы в горных породах могут быть ис­ точником внешнего облучения в дозе примерно 0,5 бэр/г. Таким образом, если принять [6], что 100 шахтеров добывают такое коли­ чество урановой руды, которое позволяет выработать 1000 МВт(эл) - г, то совокупная доза составит 50 человеко-бэр, или 0,05 человеко-бэр на 1 МВт(эл) - г. Эта доза зависит от процента откры­ тых разработок, качества руды, уровня механизации и т. д. Показатель смертности при авариях в урановых шахтах в США за период с 1966 по 1976 г. составил 10 случаев в год на 10 000 шахтеров [79], что соответствует в среднем примерно 0,1 случая в год на 1000 МВт(эл) - г произведенной энергии. Отходы, образующиеся при размельчении урана, содержат р а ­ дон-222, эмиссия которого может привести к облучению населения, проживающего в прилегающем районе [80, 49, 81, 82, 83]. Эту опас­ ность можно свести до минимума, если, например, покрыть обра­ зующиеся отходы слоем земли толщиной 6 м. Согласно оценкам [82], такая мера должна привести к снижению эмиссии радона на 98%. Если же эти отвалы подвергаются выветриванию или вымы­ ванию, необходимо принять соответствующие меры, так как потоки воды уносят радий. В США, например, уровень радиоактивности в некоторых реках, в которые попадают эти вымываемые отходы, в 10 раз и более превышает нормальные уровни [35]. i 8.3 Изготовление и обогащение топлива Меры, которые следует принимать для исключения потенци­ альной опасности облучения при изготовлении урановых топлив­ ных элементов, относительно несложны [84]; как показал опыт, в таких случаях достаточно надежной изоляции. При обеспечении соответствующей изоляции не должно происходить сколько-нибудь заметного выброса радиоактивных материалов в окружающую среду, так что опасность облучения населения будет незначитель­ ной. Вероятность облучения обслуживающего персонала также низка. Введение топлива, содержащего плутоний, в реакторы на теп­ ловых или быстрых нейтронах требует особенно тщательной гер­ метизации из-за высокой токсичности плутония [5, 85]. При обра­ ботке и хранении плутония и обогащенного уранового топлива не­ обходимы особые меры предосторожности с целью исключения возможности чрезмерного накопления радиоактивности, которое может привести к возникновению критического состояния, когда излучение на рабочей площадке достигает летальных уровней. 8.4 Работа реактора Опасность облучения населения при нормальном режиме р а ­ боты реактора связана главным образом с контролируемым выбро­ 5— 1241 57 сом в атмосферу радиоактивных материалов, в частности продук­ тов деления. Небольшие количества радиоактивных материалов (образующихся, например, в результате индуцированной актив­ ности продуктов коррозии й т. п.) могут сбрасываться с жидкими отходами. Уровень и пути облучения человека зависят от типа реактора; содержание радиоактивности в жидких отходах зависит от продолжительности периода до сбрасывания. При облучении топлива небольшие количества некоторых об­ разующихся продуктов деления проникают через оболочку реакто­ ра. Это особенно относится к газообразным радиоизотопам, таким, как тритий, изотопы криптона и ксенона и летучие соединения углерода-14. В реакторах, использующих тяжелую воду в качестве замедлителя, небольшая часть образующегося трития также может выделяться в атмосферу; кроме того, тритий образуется при ис­ пользовании для охлаждения легкой воды. Если применяются ре­ акторы с газовым охлаждением (особенно старой конструкции), опасность облучения местного населения возникает при утечке короткоживущего изотопа аргона-41 (период полураспада 1,8 ч), образующегося при облучении воздуха, который используется для охлаждения защитной оболочки реактора. Для населения, проживающего в радиусе 80 км от современ­ ных реакторов с кипящей водой, совокупная доза облучения от ко- роткоживущих газообразных изотопов оценивается равной 0,02 человеко-бэр на 1 МВт(эл) - г, тогда как в случае реакторов с га­ зовым охлаждением эта доза составляет около 0,04 человеко-бэр на 1 М Вт(эл)-г. Из реакторов, охлаждаемых водой под давлени­ ем, выделяется в основном ксенон-133; совокупная доза облучения в радиусе 80 км оценивается равной 0,01 человеко-бэр на 1 МВт(эл) - г [6]. При вычислении среднегодовой дозы облучения, получаемой отдельными лицами в результате работы всех имеющихся в мире реакторов, были получены разные цифры [49]. Для США этот по­ казатель оказался равным 0,013 мбэр, а для Великобритании—■ менее 0,003 мбэр. Это составляет менее 0,02% среднего уровня природного фонового облучения. Общие оценки, полученные исхо­ дя из этих цифр [6], составили около 0,1 человеко-бэр на 1 МВт(эл) - г в случае выбросов в атмосферу и менее 0,01 челове­ ко-бэр на 1 МВт(эл) - г в случае сброса жидких отходов. Согласно оценкам на 1971 г., общая совокупная доза облучения при сбросе жидких отходов от реакторов мощностью 3000 МВт(эл) атомной энергии не должна превышать 3 человеко-бэр [49]. В настоящее время основным радиоактивным выбросом от реакторов является углерод-14; меньшие количества этого компо­ нента выделяются в процессах регенерации топлива. Радиоактив­ ность выделяющегося углерода-14 на 1000 МВт(эл) генерируемой мощности ( ~ 1 Ки) на несколько порядков ниже, чем у криптона (3-105Ки) или трития (2-104 Ки). Однако вследствие очень боль­ шой продолжительности периода полураспада и длительной цир- 58 кулядии в биосфере происходит его медленное накопление, что обусловливает длительное радиоактивное излучение при малых дозах. Если исходить из существующих атмосферных, гидрологи­ ческих и биологических моделей и предполагаемого общего выбро­ са углерода-14, приняв при этом, что на 1000 М В т(эл )-г прихо­ дится 50 Ки, то, согласно расчетам, ожидаемая совокупная доза за первые 30 лет должна составить примерно 0,5 человеко-бэр на 1 МВт(эл) -г [6]. За 500 лет интегральная совокупная доза должна составить 1 человеко-бэр на 1 МВт(эл) - г. При дальнейшей экстра­ поляции на весь будущий период получается величина 10 челове­ ко-бэр на 1 М В т(эл)-г как предел ожидаемой совокупной дозы облучения от данного источника. Если принять, что на 1000 М В т(эл)-г будет приходиться 30 Ки, то по расчетам совокупная доза, экстраполированная на бесконечность, составит 4,5 человеко- бэр на 1000 М В т(эл)-г [86]. Все эти величины получены при до­ пущении (безусловно, чрезмерно пессимистическом), что в настоя­ щее время и в будущем не будет применяться технология, способ­ ствующая снижению выбросов. Группа высказала мнение, что в будущем эффективность ограничения выбросов должна составить 90%, и предложила принять в качестве общей оценки интеграль­ ной совокупной дозы на 500-летний период величину, равную 0,1 человеко-бэр на 1 МВт(эл) - г. Имеется большое количество данных по ряду стран, на основе которых можно оценить уровень облучения, например данные, опубликованные Научным комитетом ООН по действию атомной радиации (НКДАРООН) [1]. Данные НКДАРООН, выраженные в показателях выработанной энергии, свидетельствуют о значитель­ ном сходстве в уровнях облучения от 20 реакторов в 6 странах, несмотря на различия в сроках их ввода в эксплуатацию, однако уровни внешнего и внутреннего облучения несколько различаются. Чаще всего облучение в процессе работы реактора происходит во время замены топлива, при обслуживании оборудования и неза­ планированном ремонте. На основании накопленного опыта и опуб­ ликованных данных Рабочая группа пришла к выводу, что в на­ стоящее время уровень профессионального радиоактивного облу­ чения (внутреннего и внешнего) всего тела в процессе работы реактора составляет 1 человеко-бэр на 1 МВт(эл) - г. 8.5 Регенерация топлива Заводы по регенерации топлива создают опасность облучения населения частично за счет выброса в атмосферу наиболее летучих радиоактивных материалов (например, продуктов деления), все еще остающихся к моменту полного растворения, а частично за счет слива жидких отходов, обладающих низким уровнем радио­ активности. 5* 5 9 Облучение всего тела наиболее вероятно при выбросе крипто­ на-85; согласно оценкам, при регенерации отработавшего топлива с реакторов на тепловых нейтронах общая доза облучения состав­ ляет 0,15—0,2 человеко-бэр на 1 МВт(эл) -г [6], а в случае реакто­ ров на быстрых нейтронах — 0,1 человеко-бэр на 1 М Вт(эл)-г. При выбросе трития и других радиоизотопов предполагаемая опасность облучения меньше — порядка 0,02 человеко-бэр на 1 М В т(эл )-г для реакторов обоих типов (на тепловых и быстрых нейтронах) [30], при этом общая доза облучения в результате всех выбросов составляет примерно 0,25 человеко-бэр на 1 М Вт(эл)-г. Вследствие очень низкой активности выделяющегося йода-129 его воздействие на щитовидную железу незначительно. Случаи значительного сброса жидких отходов с заводов по регенерации топлива очень редки. Определение дозы облучения населения по объему выбросов представляет собой сложную проб­ лему, так как эта доза во многом зависит от местных условий в районе выброса, а также от характерных для данного района пу­ тей облучения. Согласно оценкам, сделанным на основании анали­ за опубликованных данных, совокупная доза облучения от жидких отходов при нормальном цикле работы заводов по регенерации топлива в будущем должна составлять примерно 0,2 человеко-бэр на 1 МВт(эл) - г. При осуществлении процессов регенерации топлива обслужи­ вающий персонал подвергается риску как внешнего, так и внут­ реннего облучения, хотя большая часть дозы облучения обусловле­ на внешними источниками. Отметив, что индивидуальные дозы для лиц, работающих на заводах по регенерации топлива, в на­ стоящее время выше, чем при работе на ядерных реакторах, Рабо­ чая группа высказала мнение, что нет никаких оснований считать такое положение вещей допустимым. При усовершенствовании технологических процессов на заводах по регенерации топлива можно добиться снижения индивидуальных доз профессионального облучения до уровней, регистрируемых при работе на реакторах. Согласно оценкам, сделанным на основе опыта членов Рабочей группы и опубликованных данных, в настоящее время средняя до­ за облучения всего тела от внешних и внутренних источников, свя­ занных с процессами регенерации топлива, составляет около 1 че­ ловеко-бэр на 1 МВт(эл) - г. 8.6 Транспортировка При условии строгого соблюдения принятых международных стандартов в отношении транспортных операций [87] дозы облуче­ ния населения и лиц, непосредственно осуществляющих транспорт­ ные операции, могут быть доведены до очень низких уровней. Эти дозы оценены равными соответственно 0,005 и 0,03 человеко-бэр на 1 МВт (л) - г [6]. 60 8.7 Хранение отходов Хранение отходов и запасов топливных элементов,и других радиоактивных материалов в пределах территорий ядерных уста­ новок осуществляется таким образом, что облучение эксплуатаци­ онного персонала и населения оказывается минимальным. При хра­ нении отходов в специально отведенных для этого местах опас­ ность облучения эксплуатационного персонала и населения также минимальна по сравнению с облучением на других этапах топлив­ ного цикла. 8.8 Вывод ядерных установок из эксплуатации Радиоактивное облучение рабочих может происходить при демонтаже загрязненных и активированных элементов отработав­ ших ядерных установок. Уровень этого облучения будет в значи­ тельной мере зависеть от наличия методов дистанционных опера­ ций, а также от особенностей конструкции, которые будут предус­ мотрены в новых реакторах для облегчения их демонтажа. Хотя в настоящее время можно сделать лишь самые приближенные оцен­ ки, тем не менее Рабочая группа приняла, что при демонтаже крупной атомной электростанции совокупная доза облучения должна составлять примерно 1000 человеко-бэр. При 30-летнем сроке службы атомной электростанции это дает в среднем дозу облучения порядка 0,03 человеко-бэр на 1 МВт(эл) - г. 8.9 Аварии на атомных электростанциях Последствия различных аварий на ядерных установках по­ дробно обсуждены в разделе 7. На основе результатов исследова­ ний по изучению безопасности работы на реакторах было рассчи­ тано [6], что за счет аварий, связанных с облучением, общий средне­ годовой уровень облучения на всех этапах ядерного топливного цикла может повыситься на 0,05 человеко-бэр / 7 М Вт(эл)-г. 8.10 Общее облучение при осуществлении программ развития атомной энергетики и его последствия Приведенные выше и в разделе 7 совокупные дозы облучения всего тела и частота аварий, приводящих к смерти, на различных этапах ядерного топливного цикла суммированы в табл. 9. Было рассчитано, что общая доза при облучении всего тела для лиц, работающих на предприятиях атомной энергетики, и для' остального населения составляет соответственно 2,2 и 0,7 челове­ ко-бэр на 1 МВт(эл) - г, а доза, оказывающая воздействие на гене­ 6 1 тические механизмы (генетически значимая доза), заметно мень­ ш е — соответственно 0,6 и 0,3 человеко-бэр на 1 М Вт(эл)-г; од­ нако следует учесть, что эти оценки являются весьма приближен­ ными. Согласно расчетам, совокупная доза при облучении всего те­ ла, которая приходится на 1000 М В т(эл )-г электроэнергии, выра­ батываемой на атомных электростанциях, составляет в год 3000 человеко-бэр; из этой дозы примерно 3/4 приходится на лиц, непо­ средственно работающих на ядерных установках, и — на остальное население. Совокупная доза для населения составляется из более высоких индивидуальных доз для относительно неболь­ шого числа людей, проживающих .вблизи ядерных установок, и меньших доз для гораздо более многочисленных групп населения; в последнем случае облучение происходит вследствие загрязнения радиоактивностью атмосферного воздуха или водных массивов [88]. В расчете на 1000 М В т(эл )-г выработанной энергии генетиче­ ски значимая доза, являющаяся компонентом совокупной дозы, оценивается равной примерно 900 человеко-бэр; из этой дозы 2/з получают лица, работающие на предприятиях атомной энергетики. Эти оценки генетически значимой дозы и дозы облучения всего тела включают экстраполяцию совокупной дозы облучения от выброса углерода-14 на 500-летний период. В отношении углерода- 14 предполагаемая эффективность ограничения выбросов состав­ ляет 90%- Соответствующие оценки для других радиоизотопов основаны на существующей практике и не учитывают тех новых технических средств для снижения уровня облучения населения и лиц, работающих на предприятиях атомной энергетики, которые уже существуют или будут разработаны в будущем. Оценивая возможные технологические усовершенствования для дальнейшего снижения и так уже незначительного уровня об­ лучения населения, нельзя не учитывать, что это почти неизбежно должно привести к повышению уровня профессионального облуче­ ния и созданию новых видов отходов. Следовательно, необходимо оценивать общее воздействие радиации, включая профессиональ­ ное облучение, а не только воздействие на население. При соотнесении этих показателей с зависимостями доза— эффект, которые были рассмотрены в разделе 2, были получены общие оценки вероятных последствий облучения для здоровья лиц, работающих на ядерных установках, и для остального населения. Результаты оценки показывают, что на 1000 М В т(эл)-г вырабо­ танной энергии приходится менее одного заболевания раком, при­ чем примерно в половине случаев рак оказывается излечимым. Кроме того, на каждые 1000 М В т(эл )-г энергии приходится в среднем 7г случая генетических повреждений различной степени тяжести. Следует отметить, что промышленные рабочие подвергаются такж е риску аварий, не связанных с облучением, причем на 6 2 1000 М В т(эл)-г энергии приходится 7г случая со смертельным исходом и примерно 30 случаев с потерей трудоспособности. 9. ВЛИЯНИЕ НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ Все отрасли промышленности, включая те, которые связаны ■с производством энергии, оказывают некоторое влияние на окру­ жающую среду. В данном разделе рассматриваются тепловые вы­ бросы (с учетом их биологических и экологических последствий), а также химические отходы. Такие выбросы характерны не только для атомных электростанций, но и для электростанций, работаю­ щих на ископаемом топливе; влияние последних на окружающую среду рассматривается ниже в разделе 11. 9.1 Влияние тепловых выбросов Слив нагретой воды с атомной электростанции в качествен­ ном отношении не отличается от соответствующего слива с обыч­ ных электростанций и лишь несколько отличается количественно. Тепловые выбросы, которые иногда называют тепловым «загряз­ нением», означают нежелательную аккумуляцию тепловой энергии в какой-то фазе окружающей среды [89]. Недавно были опублико­ ваны обзоры, посвященные изучению влияния тепловых выбросов на окружающую среду [90, 91]. Отработавший пар, использованный для вращения турбины, конденсируется путем охлаждения большими количествами воды. При одной1 и той же электрической мощности атомные электро­ станции используют большее количество охлаждающей воды, чем современные электростанции, работающие на ископаемом топливе, и сбрасывают примерно на 20% тепла больше [92, 90]. Тепловой к.п.д. современных атомных электростанций составляет около 33%; ожидается, что в будущем тепловой к.п.д. таких станций до­ стигнет 35—40%- В условиях полной нагрузки температура охлаж­ дающей воды на выходе атомной электростанции примерно на 8— 10°С выше, чем на входе. Это необходимо, учитывать, если для ■охлаждения предполагается использовать воду непосредственно из реки, озера или моря. Для удаления тепла применяются различные способы [93], которые могут свести до минимума влияние тепловых выбросов на природные водоемы, например использование градирен, разбавле­ ние в искусственных озерах или каналах (если имеется достаточ­ ная территория), взятие воды с более глубинных и более холод­ ных участков или добавление перед сбросом холодной воды [49]. Биологические и экологические последствия. Влияние тепло­ вых выбросов на окружающую среду зависит от размера водоема, 63 в который сбрасывается теплая вода, его глубины, скорости тече­ ния и т. д. Повышение температуры может оказать очень большое воздействие на размножение, рост, места выплода, выживание и циклы развития различных водных организмов в данном водоеме. Повышение температуры приводит также к уменьшению раствори­ мости газов в воде; например, между 20 и 30°С количество раство­ ренного кислорода уменьшается на 17% [89], т. е. с 9,2 мг/л до 7,6 мг/л. Одновременно с этим потребление кислорода водными организмами увеличивается, так как при повышении температуры на 10°С почти удваивается интенсивность метаболизма. При этом из-за температурной стратификации может затрудняться переме­ шивание верхнего и нижнего слоев воды, вследствие чего органи­ ческие продукты разложения оказываются отделенными от более значительных количеств кислорода, которые содержатся в верхнем слое воды, а это ведет к истощению содержания кислорода в ниж­ них слоях [90]. Одним из последствий повышения интенсивности метаболизма с увеличением температуры является более интенсивное поглоще­ ние многих радиоизотопов, например цезия, кобальта, йода и цин­ ка. В то же время, период полувыведения этих радиоактивных изотопов из организмов уменьшается в результате более быстрого достижения равновесных концентраций [57]. Д ля некоторых видов рыб более высокие температуры могут быть даже благоприятными, но при температуре выше 30°С выжи­ вают лишь очень немногие виды. При температурах выше 20°С уменьшается кормовая база рыб; в частности, диатомовые водо­ росли постепенно заменяются на менее пригодные в качестве кор­ ма, а иногда и токсичные сине-зеленые водоросли. Выше 35°С поч­ ти все диатомовые водоросли исчезают. Таким образом, при тем­ пературах 30—35°С водоем по существу превращается в биологи­ ческую пустыню [89]. По этим и другим причинам, как, например,, размыв дна водоемов под действием сбрасываемых вод, агентства по контролю в различных странах установила жесткие ограниче­ ния на сброс воды, используемой для охлаждения. К благоприятным последствиям сброса теплой воды [91] сле­ дует отнести: ее использование для орошения, нагрева почвы и за ­ щиты урожая, для обогрева в прилегающем районе, а также для поддержания температур, оптимальных для роста и размножения рыб и других водных организмов. Подробные сведения о биологических и экологических послед­ ствиях тепловых выбросов приведены во многих работах [89, 49, 50, 51, 57, 27, 28, 94, 91, 53, 95, 90]. Влияние на климатические условия. В градирнях с водяным, охлаждением происходит некоторое испарение охлаждающей воды;: этому может способствовать продувка воздуха через струи воды внутри градирни. Выброс в атмосферу воды, температура которой выше температуры окружающего воздуха, может привести к неко­ 64 торым нежелательным последствиям местного характера, напри­ мер, к появлению тумана или образованию льда на деревьях, до­ рогих и линиях электропередачи [90]. Кроме того, неблагоприятное воздействие на окружающую среду может оказывать выброс хи­ мических веществ, которые добавляются к воде для подавления роста различного рода микроорганизмов [49]. Учитывая влияние на окружающую среду градирен с водяным охлаждением (непосредственный контакт воздуха с водой), во мно­ гих случаях предпочитают сооружать градирни с воздушным ох­ лаждением, в которых вода циркулирует по замкнутому контуру, хотя такие градирни требуют более значительных затрат и большей земельной площади. 9.2 Химические отходы При производстве энергии с использованием ядерного или ископаемого топлива, как и в других промышленных циклах, очень •важен контроль за выбросами химических веществ. Хотя для ог­ раничения выбросов химических веществ до приемлемых уровней уже разработаны различные средства, имеющаяся технология не всегда используется наилучшим образом. При работе электростанций, использующих как ядерное, так и ископаемое топливо, применяются различные химические соеди­ нения [96]. К числу этих химических соединений относятся проти­ вокоррозийные вещества, такие, как смеси хроматов, цинка, фос­ фатов и силикатов. С целью подавления роста микроорганизмов к охлаждающей воде в градирнях добавляют хлор, гипохлориты, хлорфенолы, четвертичные амины и металлорганические соедине­ ния. Для регулирования pH воды применяют кислоты и щелочи. Осаждение пыли можно уменьшить путем использования различ­ ных полимеров, например диспергрирующих агентов, содержащих лигнин и танин, полиакриламидов, полиакрилатов и других поли­ электролитов. Подробный перечень химических соединений, при­ меняемых на атомных электростанциях, представлен в работе [96], где описано также их влияние на различные организмы. Нерадиоактивные отходы с электростанций, работающих на ядерном топливе (см. рис. 2), включают окислы азота и серы, ■фториды, сульфаты, неорганические соли кальция и железа, хло­ ристый натрий, нитраты и аммиак. Допустимые пределы выброса этих химических соединений и специальные правила, касающиеся их удаления, устанавливаются правительственными организация­ ми [97]. 10. РАСПРОСТРАНЕНИЕ ЯДЕРНОГО ОРУЖИЯ, САБОТАЖ И ТЕРРОРИЗМ Распространение ядерного оружия следует рассматривать в двух различных аспектах: с точки зрения возможного увеличения 65 числа суверенных государств, имеющих доступ к ядерному ору­ жию, и отдельных внутринациональных групп населения, полу­ чающих и использующих ядерное оружие в террористических целях. Касаясь вопроса о распространении ядерного оружия, Рабо­ чая группа отметила статус Договора о нераспространении ядер­ ного оружия, ратифицированного к настоящему времени 100 госу­ дарствами, и усилия стран, владеющих ядерным оружием, по координации мер, необходимых для уменьшения возможностей распространения ядерного оружия в мире. Учитывая, что в буду­ щем количества делящихся веществ будут постоянно возрастать, Рабочая группа подчеркнула важность непрерывных усилий по' уменьшению риска хищения этих веществ в процессе осуществле­ ния ядерного топливного цикла. Правительства ряда стран и меж­ дународные организации разрабатывают более строгие меры для обеспечения контроля за делящимися материалами при их исполь­ зовании, транспортировке и хранении [98, 99, 100]. Неоднократно делались попытки оценить усилия, которые не­ обходимы для изготовления ядерного оружия, если имеются нуж­ ные материалы. Согласно этим оценкам, для изготовления ядер­ ного оружия требуется от нескольких человеко-месяцев [100а, 10Ц до десятков человеко-лет [102] высококвалифицированного труда. В одном из исследований [102] сделан вывод, что гораздо большую опасность представляет хищение ядерного оружия у государств,, обладающих таким оружием. Проведено изучение различных последствий возможных актов саботажа при работе на ядерных установках [103, 104, 105]. Эти исследования показали, что вероятные последствия саботажа при работе на ядерных установках гораздо менее значительны, чем при работе на других промышленных объектах. Согласно сделанным оценкам, вероятные последствия ряда последовательных актов са­ ботажа составляют лишь незначительную часть самых серьезных последствий при авариях на реакторах, которые были изучены в исследовании безопасности работы на реакторах в США (раз­ дел 7). Последствия варварского рассеяния в атмосфере аэрозоля плутония террористами в густонаселенных районах могут быть очень серьезными. Влияние такого рассеяния на здоровье населе­ ния было предметом изучения во многих исследованиях [104, 106]. Согласно расчетам, основную опасность при таком рассеянии пред­ ставляет вдыхание зараженного облака, которое может вызвать примерно 0,05 случая смерти на 1 г диспергированной двуокиси плутония [106]. Отдельные районы могут оказаться зараженными до такой степени, что возникнет необходимость в частичной эва­ куации и последующем обеззараживании. Было рассчитано [107], что при относительно небольших количествах рассеянного в ат­ мосфере плутония затраты на обеззараживание могут исчисляться в миллионах долларов. 6 6 Возможные последствия рассеяния плутония в атмосфере- можно оценить по тому факту, что в результате испытаний ядер­ ного оружия выброц плутония в атмосферу составил примерно 5 т [108]. Если бы это количество равномерно распределилось по всему земному шару, то каждый человек получил бы дозу более 1 мг, тогда как в действительности измеренное содержание плутония в организме в десятки миллионов раз меньше [109]. В недавно проведенном исследовании [105] указывается на возможность разработки теории количественных решений для оценки потенциальной опасности терроризма с экономической и социальной точек зрения. Рабочая группа сделала вывод, что хотя не существует спосо­ бов, которые вообще исключили бы возможность хищения терро­ ристами радиоактивных материалов, пригодных для изготовления' ядерного оружия, а также саботажа при работе на ядерных уста­ новках, опасность таких действий для населения не' должна з а ­ метно превышать другие аналогичные опасности, уже существую­ щие в современном обществе. Сделан также вывод, что снижение уровня производства атом­ ной энергии не приведет к заметному уменьшению угрозы терро­ ризма. Однако Группа подчеркнула важность постоянных усилий,, направленных на максимальное уменьшение опасности в резуль­ тате хищения плутония и различных актов собатажа при работе- на ядерных установках. 11. РАССМОТРЕНИЕ ПРОБЛЕМ ЗДОРОВЬЯ В СВЯЗИ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ АТОМНЫХ И ДРУГИХ ИСТОЧНИКОВ ЭНЕРГИИ Оценка тенденций в отношении воздействия атомных источни­ ков энергии на здоровье населения и окружающую среду может быть получена только при сравнении с воздействием других источ­ ников энергии. ^Сравнительные оценки необходимы также как ос­ нова для разработки рациональных и эффективных мер контроля и обеспечения безопасности при минимальных затратах. В настоя­ щее время основными источниками энергии, помимо атомных элек­ тростанций, являются электростанции, работающие на угле и нефти.. 11.1 Воздействие на здоровье населения Постоянное повышение требований в отношении контроля за выбросами на электростанциях, работающих на ископаемом топ­ ливе, несомненно должно привести к снижению вредного воздей­ ствия на здоровье населения в расчете на единицу электроэнергии,, вырабатываемой на этих станциях. Изменение технологии произ­ водства в будущем может привести к значительному уменьшению- 6 7 Таблица 11. Годовые вы бросы хим ических загрязнителей с электростанций м ощ ностью 1000 МВт(эл), работаю щ их на ископаем ом топливе (приведена с некоторы м и изм енениями из работы [118]) Годовы е п о к азател и вы бросов (на 1 0 0 0 т) З аг р я зн и те л и у г о л ь а н еф ть 1- Альдегиды 0,0 5 2 0 ,12 Окись углерода 0 ,5 2 0,0084 Углеводороды 0,21 0 ,67 Окислы азота 21 22 Окислы серы 1396 53 Твердые частицы 4 ,5 В 0 ,7 а С ж и г а н и е п р и м е р н о 2 ,1 .106 т го д и о л у б и т у м и н о зн о го у гл я , б П р е п о л а г а е т с я с о д е р ж а н и е 3,5% се р ы , и з к о т о р о й 15% о с т а е т с я в зо л е , в П р е д п о л а г а е т с я с о д е р ж а н и е 9% зо л ы ; э ф ф е к т и в н о с т ь у д а л е н и я л ет у ч ей зол ы п р и н я т а р а в н о й 97,5% . г С ж и г а н и е п р и м е р н о 1,7.105 м3 н еф т и в го д ; с о д е р ж а н и е зо л ы и серы п р е д ­ п о л а г а е т с я р а в н ы м со о т в е тс т в е н н о 0,05 и 1,6% (п о м а с с е ) . Д е й с т в и т е л ь н ы е п о к а з а ­ те л и с о д е р ж а н и я се р ы б о л е е б л и зк и к с р е д н е м у зн а ч е н и ю 0,7% ,ГПЗ"|. П р и в ед ен н ы е в т а б л и ц е ц и ф р ы д а н ы д л я у сл о в и й , к о г д а п р о и зв о д с тв е н н ы е п р о ц ессы о с у щ е с т ­ в л я ю т с я б ез п р и н я т и я к а к и х -л и б о с п е ц и а л ь н ы х м ер по о гр ан и ч е н и ю в ы б р о с а за г р я з н и т е л е й . выброса ряда токсичных химических загрязнителей (табл. 11) [110]. Кроме загрязнителей, перечисленных в указанной таблице, в процессе сжигания угля выделяются в следовых количествах еще 30 элементов. Некоторые из этих элементов токсичны, в частности бериллий, ртуть, мышьяк, кадмий,, рвинец, ванадий и никель. Уже неоднократно делались попытки установить определенную зависимость между загрязнением ,воздуха и различными видами нарушения здоровья [111, 112, 113, 114, 40, 19, 115, 116]. Но в связи с отсутствием надежных данных (о воздействии загрязнителей при ■низких концентрациях чаще всего пытались определить пороговую зависимость в случае острых и хронических заболеваний, вызывае­ мых загрязнением воздуха. Однако как и в случае облучения, для •канцерогенного действия и влияния на генетические механизмы установление зависимости порогового типа невозможно [117]. В ряде работ были сделаны оценки возможных случаев смер­ ти среди населения. Проведенный недавно анализ этих оценок [111] позволил сделать вывод, что число случаев преждевременной смерти в результате выбросов с электростанций, работающих на ископаемом топливе, может быть значительно выше, чем в резуль­ тате выбросов с антомных электростанций. Однако эти оценки очень приближенны, о чем свидетельствуют значительные расхож­ дения в числе предполагаемых случаев смерти [например, соглас­ но оценкам число смертей за год эксплуатации электростанции мощностью 1000 М Вт(эл), работающей на угле, колеблется от 1,6 до 1 и ] ; таким образом, проведение сколько-нибудь надежных сравнений с соответствующими оценками для атомных электростан­ ций оказывается очень трудным. ,68 Сложной проблемой при оценке воздействия на здоровье населения выбросов с электростанций, работающих на' ископае­ мом топливе, является определение специфического действия от­ дельных химических загрязнителей, особенно если учесть возмож­ ность хорошо известного явления синергизма, например, синерги­ ческого действия взвешенных твердых частиц, озона и окислов азота. Дополнительной трудностью является неизвестный характер влияния химической и физической природы взвешенных твердых частиц. Обычно считается, что при эксплуатации электростанций, работающих на ископаемом топливе, основную опасность для здо­ ровья представляют выбросы, содержащие двуокись серы в соче­ тании с твердыми частицами. Поэтому стандарты качества возду­ ха, устанавливаемые для защиты здоровья человека, обычно предусматривают допустимые пределы ' содержания в воздухе двуокиси серы. Однако коэффициенты запаса некоторых из таких стандартов оказались довольно низкими. Стандартами качества воздуха предусматриваются также до­ пустимые пределы для ряда других загрязнителей, неблагоприят­ ное действие которых на здоровье человека является очевидным. Это действие может иметь самые различные проявления, начиная от «чувства дискомфорта, физиологических отклонений от нормы, появления отдельных симптомов, развития заболевания, потери рабочего времени и преждевременного выхода на пенсию до пол­ ной потери трудоспособности и смерти» [119]. В настоящее время растет понимание того, что концентрации двуокиси серы не являются наилучшими критериями опасности, которые представляют для здоровья человека соединения серы, содержащиеся в атмосферном воздухе. Самыми опасными загряз­ нителями воздуха из сернистых соединений теперь считают части­ цы сульфатов и серной кислоты, в которые преобразуется двуокись серы. Очевидно, что коэффициенты запаса при выбросах с устано­ вок, работающих на ископаемом топливе (в данном случае рас­ сматриваются уровни, оказывающие легко выявляемое воздействие на здоровье), гораздо ниже соответствующих коэффициентов при облучении в процессе осуществления ядерного топливного цикла. 11.2 Производственный травматизм Имеется большое количество статистических данных о случаях смерти и различного рода травмах при авариях на электростан­ циях, работающих на ядерном топливе, угле и нефти, а также при осуществлении производственных процессов на других стадиях топливного цикла, включая добычу. Обзор этих данных был сделан в работе [111]. Соответствующие оценки, полученные на основе рассмотренных данных, а также оценки по атомной энергетике, сделанные Рабочей группой, приведены в табл. 12. 6— 1241 69- Таблица 12. Число случаев см ерти в результате авариГ: на электростанции м ощ ностью 1000 МВт(эл) и при осущ ествлении производственны х процессов на д р уги х стадиях топливного цикла за го д а Т оп ли во Ч и сл о сл у ч аев см ерти п р и авари ях н а производстве Уголь 0 ,5 4 — 5 Нефть 0 ,1 4 — 1,3 Ядерное топливо 0 ,0 1 — 0 ,8 6 ~ 0 , 3 В а Д а н н ы е о н е с ч а с т н ы х с л у ч а я х п ри со о р у ж е н и и у с т а н о в о к не в к л ю ч ен ы и з - з а о т с у т с т в и я с о о т в е тст в у ю щ е й и н ф о р м а ц и и по э л е к т р о ­ с т а н ц и я м , р а б о т а ю щ и м н а и с к о п а е м о м то п л и ве . б П р и в е д е н ы м и н и м а л ь н ы е и м а к с и м а л ь н ы е о ц ен ки по 4 и с с л е д о ­ в а н и я м , р а с с м о т р е н н ы м в р а б о т е [1111. в Э т а ц и ф р а , в з я т а я из т а б л . 9, не в к л ю ч а е т с л у ч а и см ер ти при а в а р и я х в о в р е м я с о о р у ж е н и я у с т а н о в о к . 11.3 Радиоактивность, исходящая от электростанций, работающих на ископаемом топливе Летучая зола с электростанций, работающих на угле и нефти,, содержит следовые количертва урана и тория и продукты их ра­ диоактивного распада, особенно радий-226 и радий-228. Их фактические количества зависят от эффективности удаления лету-, чей золы и состава угля. Выброс радия с электростанций, рабо­ тающих на нефти, гораздо меньше, так как летучая зола, обра­ зующаяся при сжигании нефти, содержит примерно V io часть того- количества радия, которое содержится в летучей золе, образую­ щейся при сжигании угля: кроме того, уголь дает большее количе­ ство золы, чем нефть [120]. Радиоактивные выбросы с электростан­ ций, работающих на ископаемом топливе, незначительны; в расче­ те на 1 МВт(эл) они составляют примерно в 108 раз меньше тех допустимых уровней, которые приняты М КРЗ на основе результа­ тов измерений в полевых условиях [120]. Проведен ряд сравнитель­ ных исследований по оценке влияния на здоровье радиоактивных выбросов с электростанций, работающих на ископаемом и ядерном: топливе [120, 112]. Как правило, при современной технологии про­ изводства радиоактивные выбросы в атмосферу с электростанций, работающих на угле, оказывают меньшее воздействие на здоровье населения, чем соответствующие выбросы от реакторов с кипящей водой, и большее, чем от реакторов, охлаждаемых водой под дав­ лением. Влияние радиоактивных, веществ, содержащихся в жидких отходах с электростанций, работающих на угле, не оценивалось, но предполагается, что это влияние гораздо меньше по сравнению с тем, которое оказывают жидкие отходы с атомных электростанций.. 70 11.4 Влияние на окружающую среду Обычно площадь территории, которая необходима для соору­ жения электростанции, а также для добычи и обработки топлива, меньше, если речь идет об электростанции, работающей на ядер- ном, а не на ископаемом топливе [121] При эксплуатации крупных атомных электростанций за год требуется обычно менее 70 перевозок грузовыми автомобилями свежего и отработавшего ядерного топлива, тогда как при эксплуа­ тации электростанций такой же мощности, работающих на иско­ паемом топливе, за год требуется перевезти водным или железно­ дорожным транспортом порядка 1,5—2,5-10® т топлива. Объем перевозок отходов с электростанций, работающих на ископаемом топливе, значительно варьирует в зависимости от используемых методов обработки твердых отходов. Таким образом, влияние на окружающую среду перевозок топлива и отходов будет, несомнен­ но, гораздо больше в случае электростанций, работающих на угле Ц нефти. Влияние на окружающую среду выбросов в атмосферу с элек­ тростанций, работающих на ископаемом топливе, может быть очень существенным и охватывать большие районы. Это влияние в ос­ новном определяется выпадением осадков, содержащих кислоты, которые образуются из окислов серы и азота. В результате выпа­ дения таких осадков повышается кислотность почвы, а такж е озерной и речной воды, что оказывает серьезное воздействие на водные организмы, состав растительности и скорость роста. Вы­ бросы в атмосферу радиоактивных веществ с электростанций, работающих на ископаемом и ядерном топливе, по-видимому, не оказывают заметного влияния на окружающую среду. Тепловые выбросы с электростанций, работающих на ядерном и ископаемом топливе, примерно одинаковы, но на атомных элек­ тростанциях в воду сбрасывается примерно на 20% тепла больше, чем на электростанциях, работающих на ископаемом топливе. В некоторых местностях повышение температуры охлаждающей воды может серьезно повлиять на местную гидросферу. Тепловые выбросы с атомных электростанций и электростан­ ций, работающих на ископаемом топливе, могут влиять на клима­ тические условия, но, как правило, только в местном масштабе [122]; более значительное воздействие на климатические условия оказывают выбросы двуокиси углерода с электростанций, работаю­ щих на ископаемом топливе [123, 124]. Однако общее повышение температуры, которое может быть вызвано выбросами двуокиси углерода с электростанций, работающих на ископаемом топливе, компенсируется одновременным выбросом пыли и летучей золы. Например, было рассчитано [122], что за период с 1980 по 2050 г. общая температура воздуха повысится в среднем на 5°С, если все потребности в энергии во всем мире будет в основном удовлетвб- 6* .71 ряться электростанциями, работающими на ископаемом топливе. Однако такие оценки являются весьма приблизительными, так как они основаны на весьма неполных данных. 11.5 Альтернативные источники энергии Среди важнейших потенциальных источников энергии, которые могут найти широкое применение в будущем наряду с уже сущест­ вующими, следует в первую очередь назвать источники, использу­ ющие термоядерную и солнечную энергию. Но даже при самой усовершенствованной технологии производства эти источники будут также оказывать воздействие на окружающую среду и со­ стояние здоровья населения [125]. На электростанциях, использующих термоядерную энергию, к концу срока их службы, несомненно, будут образовываться боль­ шие количества твердых радиоактивных отходов, которые потре­ буют удаления или длительного хранения в безопасных условиях. При эксплуатации таких электростанций неизбежна некоторая утечка радиоактивных веществ [126], причем основную радиологи­ ческую опасность для здоровья населения будет скорее всего пред­ ставлять тритий. Однако предполагается, что на термоядерных электростанциях количество радиоактивных отходов должно быть значительно меньше, чем на атомных. Электростанции, использующие солнечную энергию, также могут оказывать существенное воздействие на окружающую среду, так как для их сооружения необходимы очень большие территории. Кроме того, следует учитывать большие количества специальных материалов, которые потребуются для сооружения таких электро­ станций, работу, связанную с их обслуживанием и эксплуатацией, необходимые системы электропередачи, а также работы по выводу таких станций из эксплуатации. Все это может иметь серьезные последствия для здоровья населения, которые трудно оценить из-за отсутствия подробных данных о конструкции таких электростан­ ций, а также об условиях их эксплуатации и методах обработки отходов. Другие потенциальные промышленные источники энергии, сре­ ди которых можно назвать электростанции, использующие энергию ветра, морских приливов и волн или тепло геотермальных вод, также не могут не оказывать воздействия на окружающую среду, что само по себе представляет определенную опасность. Однако количественные оценки предполагаемого влияния всех этих потен­ циальных источников энергии на здоровье населения и окружаю­ щую среду в настоящее время сделать невозможно из-За отсут­ ствия достаточной информации о конструктивных особенностях таких электростанций и методах их эксплуатации, вследствие чего нельзя провести сравнительное изучение воздействия этих электро­ станций и уже существующих систем производства энергии. 72 Количественный анализ воздействия атомных электростанций на здоровье itfiблагополучие отдельных лиц и всего населения в целом следует проводить в сравнении с соответствующим влиянием альтернативных источников энергии (как существующих, так и потенциальных). При таком анализе данные должны обрабаты­ ваться на эквивалентной основе, т. е. при условии одинаковых мощностей и полного цикла операций. Кроме того, оценивая вред­ ные последствия эксплуатации атомных электростанций, необходи­ мо обязательно учитывать тот потенциальный ущерб, который свя­ зан с невозможностью выработки необходимой дополнительной энергии ни одним из альтернативных способов. Поскольку данные о влиянии на здоровье населения альтер­ нативных источников энергии (например, работающих на ископае­ мом топливе), как правило, менее точны по сравнению с данными о влиянии облучения, всю имеющуюся информацию по этим проб­ лемам рекомендуется подвергнуть тщательному анализу; для более полного понимания возможного влияния на здоровье насе­ ления альтернативных источников энергии необходимы соответст­ вующие исследования. В недавно опубликованном обзоре [127] на­ мечены основные направления, в которых должны проводиться будущие исследования по оценке влияния на здоровье населения сжигания ископаемого топлива. 11.6 Выводы 12. ИНФОРМИРОВАНИЕ НАСЕЛЕНИЯ В некоторых странах развитие атомной энергетики не вызва­ ло широкого обсуждения или противодействия со стороны населе­ ния. Однако во многих странах развернулись широкие дискуссии по поводу приемлемости производства атомной энергии. Основную озабоченность населения вызывает влияние облучения на состоя­ ние здоровья на различных стадиях ядерного топливного цикла. Рабочая группа подчеркнула важность своевременного и по­ стоянного распространения среди населения максимально полной информации обо всех возможных последствиях эксплуатации атомных электростанций, включая сравнительную оценку влияния альтернативных источников энергии. В распространении этой ин­ формации большое место отводится участию органов обществен­ ного здравоохранения. Важную роль в распространении информации об атомной энергетике и выработке у населения правильного отношения к рас­ сматриваемым проблемам должны играть международные органи­ зации. СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ 1. UN ITED NATIO NS SCIENTIFIC COMMITTEE ON THE EFFECTS OF ATOMIC RADIATION 27th Session . Suppl. No. 25. N ew York, United N ations, 1972 (UN SCEA R report, A8725) 2. NATIONAL ACADEMY OF SCIENCES, NATIONAL RESEARCH COUNCIL. The effects on popu la tion s of exposure to low leve ls of ion izing radiation . W ashington, DC, N ational Academ y of Sciences, 1972 (BEIR report) 3. HEALY, J. W., ed. P lutonium -health im plications for man. H ealth physics, 29 : 441— 632 (1975) 4. NATIONAL CO UNCIL ON RADIATION PROTECTION AND M EASU RE­ M ENTS. A lp h aem ittin g p artic les in lungs. W ashington, DC, 1975 (NCRP Re­ port No. 46) 5. M EDICAL RESEARCH COUNCIL. The to x ic ity of plutonum . London, Her M ajesty’s Stationery Office, 1975 6. PO C H IN, E. E. E stim a ted population exposure from nuclear pow er production and other rad ia tion sources. Paris, Nuclear Energy A gency, O rganisation for Econom ic Co-operation and Developm ent, 1976 7. SANKARANARAYANAN, K. Evaluation and re-evaluation of genetic radia­ tion hazards in man, other relative data and risk assessm ent. M ut. R es., 35: 387 (1976) 8. JABLON, S. & КАТО, H. M o rta lity am ong A -bom b su rv ivo rs 1950— 1970. Atom ic Bomb C asualty Com m ission, Hiroshima, Atom ic Bomb C asualty Com ­ m ission, N agasaki, 1971 (ABCC-TR-10-71) 9. FRIGERIO, N. A. et al. The A rgon ne rad io log ica l im pact program m e Chica­ go, Argonne N ational Laboratory (1973) (Report AN L/ES-26) 10. FRIGERIO, N. A. & STOWE, R. S. Carcinogenic and genetic hazard 'from background radiation. In: B iolog ica l and environm en tal effects of low level radiation . Vol. 2. V ienna, International Atom ic Energy A gency, 1976, p. 385 (ST I/P U B /409) 11. GOPAL-AYENGAR, A. R. et al. Evaluation of the long-term effects of high background .rad iation on selected population groups of the Kerala Coast. In: Peacefu l uses of a tom ic energy, P roceed in gs of the Fourth In ternational Conference, G eneva (1971), vol. II. V ienna, United N ations and International Atom ic E nergy Agency, 1972, pp. 31— 51 12. JACOBSON, A. P. et al. Role of natural radiation in human leukaem ogene- sis. A m er. J. publ. H lth, 6 6 :3 1 (1976) 13. KOCHUPILLAI, N. et al. D ow n’s syndrom e and related abnorm alities in an area of high background radiation in coastal Kerala. N ature, 262 : 60 (1976) 14. DO LPH IN, G. W. A com parison of the observed and expected cancers of the haem atopoietic and lym phatic sy s te m s am ong w orkers a t W indscale: a first report. W ashington, DC, N ational R adiological Protection Board, 1976 (NRPB-R.54) 15. POCHIN, E. E. M alignancies fo llow in g low radiation exposure in man. Brit. J. R adiol., 49 : 577 (1976) 16. CH ILDS, B. et al. Gene m utation as a cause of human disease. In: Sutton, H. E. & Harris, М. I., ed., M utagenic effec ts of environm ental contam inants. London, Academ ic Press, 1972, pp. 3— 14 17. STE VENSO N , A. C. The load of hereditary effects in human populations. R adia tion Research, Suppl. 1, p. 306 (1959) 18. TRIM BLE, В. K. & DOUGHTY, J. H. The am ount of hereditary disease in human populations. Ann. Hum. Genet, (b o n d .) , 38 : 199 (1974) 19. RAMEL, C., ed. E valu ation of gen etic r isk s of environm en tal chemicals. S to ­ ckholm, Sw edish Royal Academ y of Science, 1973 (Ambio Special Report No. 3) 20. BRIDG ES, B. A. Short term screening tests for carcinogenesis. N ature, 261 : 195 (1976) 21. U S ENVIRONM ENTAL PROTECTION AGENCY. E nvironm ental an a lysis of the uranium fuel cycle. W ashington, DC, 1793 (EPA-520/9-73-003) 22. PIG FO RD , Т. H. Environm ental aspects of nuclear power production. Ann. R ev. Nucl. Science, 2 4 :5 1 5 (1974) 74 23 . INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. M an agem en t of rad ioactive w a stes from the nuclear fuel cycle. V ienna, 1976 (ST I/P U B /433) 24. INTERNATIONAL CO M M ISSION FOR RADIOLOGICAL PROTECTION. Oxford, Pergam on P ress (ICRP Publications, numbers 1—23) 25 . INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. R adia tion pro tection in the m ining and m illin g of rad ioactive ores. Geneva, ILO /IAEA 1968 (IAEA Safe­ ty Series No. 26) (ST I/P U B /151) - 26 . INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. R egu la tion s for the safe transport of rad io a c tive m ateria ls. V ienna, 1973 (ST I/P U B /323) 27. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. S itin g of nuclear facilities. Vienna, 1975 (ST I/P U B /394) 28. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. E nvironm ental surveillance around nuclear insta lla tions. V ienna, 1974 (ST I/P U B /353) 29. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. H andlin g of rad ia tion ac- .. c idents. Vienna, 1969 (ST l/P U B /229) 30. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. P opula tion dose evaluation and stan dards for m an and his environm ent. V ienna, 1974 (ST I/P U B /375) ;31. INTERNATIONAL CO M M ISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION. O x­ ford, Pergam on Press, 1966 (ICRP Publication 15) 32. INTERNATIONAL CO M M ISSION ON RADIATION PROTECTION. lm plica- . tions of C om m ission recom m endations tha t d o ses be kep t as low as read ily achievable. Oxford. Pergam on Press, 1973 (ICRP Publication 22) 33. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. T raining in rad io log ica l protection: curriculum and program m ing. V ienna, 1975 (Technical Report S e ­ ries No. 31) .(ST I/D O C /10/31) 34. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY A G E N C Y /S ta n d a rd isa tio n of rad ioacti­ ve w aste categories. V ienna, 1970 (Technical Report Series No. 101) 35. US ATOMIC ENERGY COM M ISSION; E nviron m enta l su rvey of tran sporta ­ tion of rad ioactivem ateria ls to and from nuclear pow er p lan ts. W ashington, DC 1972 36. NUCLEAR ENERGY AGENCY OF THE ORGANISATION FOR ECONOMIC CO-OPERATION AND DEVELOPM ENT R adioactive w a ste m anagem ent- prac­ tices in w estern Europe. Paris, 1972 ■37. U S ATOMIC ENERGY CO M M ISSION. E nvironm ental su rvey of the uranium fuel cycle. W ashington, DC, 1974 (W ASH-1284) 38. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, P roceed in gs of a M eeting of E xperts to d iscuss IAEA P rogram on W aste M anagem ent, 19 Decem ber 1974. Vienna, 1975 39. COM M ISSION OF THE EUROPEAN COM M UNITIES. The pred ic ted ra d ia ­ tion exposure of the population of the European C om m unity resu ltin g from discharges of krypton-85, tritium , carbon-14 and iodine-129 from the nuclear pow er indu stry to the year 2000. Luxembourg, 1975 (DOC V /2676/75) 40 . ROYAL COM M ISSION ON ENVIRONM ENTAL POLLUTION. Sixth Report, Nuclear pow er and the environm ent. London, Her M ajesty’s Stationery Office, 1976 41. McGRATH, P. E. R adioactive w a ste m anagem en t p o ten tia ls and hazards from a risk po in t of v iew . Karlsruhe, D ie G eselschaft fur K ernforschung, 1974 (report KFK 1992) 42. GRIMWOOD, P. D. & W EBB, G. A. M. A ssessm en t of the rad io log ica l p ro ­ tection aspects of d isposa l of h igh -level w a ste on the ocean floor. H arwell, National Radiation Protection Board, 1976 (NRPB-R48) 43. CORBETT, A. D. W. et al. P roblem s in the d esig n and specification of con­ tainers for v itrified high level liquid w aste . V ienna, International Atomic Energy Agency, 1976, p. 217 (ST I/P U B /433) 44. CLELLAND, D. W. P resen t m ethods of s to r in g h igh ly rad ioactive w a ste in the United K ingdom and proposa ls for the future. N inth W orld E nergy Con­ ference, Detroit, 1974 <45. CO M M ISSION OF THE EUR O PEAN COM M UNITIES. P rogram m e on u lti­ m ate w a ste d isposal. B russels, 1975 (C 0 7 (7 4 )] . . . • 46. NAUDET, R. The Oklo nuclear reactors; 1800 m illion years ago. In terd iscip­ linary Science R eview s, 1 (1) (1976) 47. U S ATOMCI ENERGY CO M M ISSION. H igh level rad ioactive w a ste m anage­ m ent a ltern atives . W ashington, DC, 1974 (W A SH -1297) 48. U S ENERGY RESEARCH DEVELOPM ENT AUTHORITY. Alternatives for m anaging nuclear w astes in LWR fuel cycle. Nuclear Incineration, 4 (1976) 49. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Nuclear p ow er and the en­ vironm ent. V ienna, January 1973 (ST I/PU B /321 Rev.) 50. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Transuranium nuclides in the environm ent. V ienna, 1975 (ST I/P U B /410) 51. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGEUCY. Im pact of nuclear re leases into the aquatic environm ent. V ienna, 1975 (ST I/P U B /406) 52. NATIONAL ACADEMY OF SC IENC ES. A ssessin g po ten tia l ocean pollu tan ts. W ashington, DC, 1975 53. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Inform ation Circular INF. CIRC/205/Add. 1, p. 3. V ienna, 10 January 1975 54. W EBB, G. A. M. & MORLEY, F. A m odel for the evaluation of the deep oce­ an d isp o sa l of ra d ioactive w aste. H arwell, N ational R adiological Protection Board, 1973 (NRPB-R14) 55. Final A c t of the Iter go vern m en ta l Conference on the C onvention on the D um ping of W astes a t Sea (“London C onvention”), M iscellaneous No. 54. London, Her M ajesty’s Stationery Office, 1972 56. HETHERINGTON, J. A. et al. Environm ental and public health consequences of the controlled disposal of transuranic elem ents to the marine environment. In: Im pact of nuclear re leases into the aquatic environm ent. Vienna, Interna­ tional Atom ic Energy Agency, 1975 (ST I/P U B /406), p. 193 57. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. C om bined effects on the environm en t of rad ioactive , chem ical and therm al releases from the nuclear industry . V ienna, 1975 (ST I/P U B /404) 58. U S ATOMIC ENERGY CO M M ISSION. C om parative risk-cost-benefit s tu d y of a ltern a tive Sources of electrical energy. W ashington, DC, 1974 (W A SH -1224) 59. POHL, R. O. Nuclear energy: health im pact of carbon-14. R adia tion and En­ vironm en ta l B iophysics, 1 3 :3 1 5 (1976) 60. NATIONAL COUNCIL ON RADIATION PROTECTION AND M EASU RE­ M ENTS. K rypton-85 in the atm osphere — accum ulation, b iological sign ifican ce and control technology, .W ashington, DC, 1975 (NCRP Report No. 44) 61. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. D ecom m ission ing of nuclear facilities. V ienna, 1975 (IAEA-179) (Report of a Technical Committee M e­ eting) 62. U S NUCLEAR REGULATORY CO M M ISSION. R eactor sa fe ty s tu d y — an as­ sessm en t of acciden t risks in US com m ercial nuclear pow er plants. W ashing­ ton, DC, 1975 (W A SH -1400) 63. BEATTIE, J. R. & BELL, G. D. A possible standard of risk for large acciden­ tal releases. In: P rincip les and s ta n d a rd s of reactor safe ty . Vienna, Interna­ tional Atom ic Energy A gency, 1973 (ST I/P U B /342), p. 11 64. SAM ENW ERKENDE ELEKTRICITEITS— PRODUKTIEBEDRIJVEN. R isk an a lysis of the nuclear fuel cycle in the N etherlands. Netherlands, 1975 65. SW E D ISH DEPT. OF INDUSTRY. The urban s itin g study. Stockholm, 1974 (SO U 1974, 56) (на шведском языке) 66. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. P rincip les and standards o f reactor sa fe ty . Vienna, 1973 (STI/PUB/342) 67. SH APPERT, L. B. et al. Probabilities and consequences of transportation ac­ cidents involv in g radioactive m aterial shipm ents in the nuclear fuel cycle. N uclear S a fe ty , 1 4 :5 9 7 (1973) 68. US ATOMIC ENERGY CO M M ISSION. E nvironm ental su rvey of transporta tion of ra d ioactive m ateria ls to and from nuclear pow er p lants. W ashington, DC, 1972 (W A SH -1238) 69. LAPP, R. E. The nuclear con troversy . Greenwich, CO, Fact System s, 1974 . 70. COHEN, B. L. Environm ental hazards in radioactive w aste disposal. P h ysics Today, Jan. 1976 7 6 71. WORLD HEALTH ORGANIZATION. P ro tec tio n ,o f the public in the even t o f radiation accidents. Geneva, 1965 72. W EBB, G. A. M. R adiation exposure of the public — the curren t leve ls in the U nited K ingdom . H arwell, N ational Radiation Protection Board, 1974 (NRPB-R24) 73. ARCHER, V. E. et al. Respiratory disease m ortality am ong uranium m iners. Ann. N ew York A cad. Sci., 271 : 280—293 (1976) 74. HOLADAY, D. A. E va lu a tio n <_and control of radon daugh ter h a za rd s in ura­ nium m iners. U S Departm ent of Health, Education and W elfare, N ational In­ stitute for Occupational Safety and Health, Rockville, MD (HEW Publication No. (NIOSEI) 74-117) 75. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Uranium m ining. V ienna, 1975 76. LUN DIN , F. E. et al. M ortality of uranium m iners in relation to radiation exposure, hard-rock m ining and cigarette sm oking — 1950 through Septem ber 1967. H ealth P hysics, 16:571 (1969) ' ' 77. LUN DIN , F. E. et al. R adon daugh ter exposure and resp ira tory 'cancer: quan­ tita tive and tem poral aspects. N IO SH and N IE H S Joint M onograph No. L Springfield, VA, N ational Technical Inform ation Service, 1971 78. SEVC, J. et al. Lung cancer in uranium m iners and long-term exposure to radon daughter products. H ealth P hysics , 30 :433 (1976) 79. TAYLOR, T. Quoted by Cohen, B. L., N uclear E ngin eering In tern ation al, 22 (253) : 26 (1977) 80. E ISE N B U D , M. E nvironm ental ra d io a c tiv ity . London, Academ ic Press, 1973 81. SCHRAGER, K. J. A nalysis of radiation exposures on or near uranium m ill ta ilin gs piles. R adiation D a ta and R eports, 15 :411 (1974) .82. SW IFT, J. J. et al. P o ten tia l rad io log ica l im pact of airborne releases and d i­ rect gam m a radiation to in d ividu a ls liv in g near inactive uranium m ill ta ilin sg s piles. W ashington, DC, U S Environm ental Protection Agency, 1976 (EPA- 520/1-76-001) 83. U S ENVIRONM ENTAL PROTECTION AGENCY. E stim a te s of ion ising ra ­ diation doses in the U nited S ta tes , 1960—2000. W ashington, DC, 1972 (O RP/ CSD 72-1) -84. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. R adio log ica l sa fe ty require­ m ents for fuel fabrication plants. Report of an Advisory Group m eeting, D e­ cember 1975 and August 1976, Vienna (в печати) 85. US ENVIRONM ENTAL PROTECTION AGENCY. H ealth e ffects of alpha- em ittin g particles in the resp ira tory tract. W ashington, DC, 1976 (EPA 520/4 76-013) 86. POCHIN, E. E. Occupational and other fatality rates. C om m unity H ealth, 6 : 2 (1974) 87. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. R egu la tions for the safe tra n ­ sport of rad ioactive m aterials. V ienna, 1973 [Safety Series No. 6 (rev. ed .)] 88. U S ATOMIC ENERGY CO M M ISSION. The p o ten tia l rad io log ica l im p lica tions of nuclear fac ilities on the U pper M ississipp i R iver B asin in the year 2000. W ashington, DC, 1973 (W A SH -1200) 89. COLE, L. C. Thermal pollution. B ioscience, 1 9 :9 8 9 — 992 (1969) 90. PARKER, F. L. Thermal pollution and the environm ent. In: In dustria l p o l­ lution. London, Van Nostrand Reinhold, 1974, p. 150 91. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. E nvironm ental e ffects o f cooling sy s te m s and therm al d ischarges a t nuclear pow er p lan ts. V ienna, 1975 (ST I/PU B /378) . 92. COHEN, B. L. Nuclear science and soc ie ty . Garden City, NY, Anchor Books, 1974 93. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. E nvironm ental effec ts o f cooling sy s te m s a t nuclear p ow er p lan ts. V ienna, 1975 (ST I/P U B /378) 94. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Therm al d ischarges a t nuc­ lear pow er sta tion s. V ienna, 1974 (Technical Report Series No. 155) (ST If DO C/10/155) 77 3 5 . INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY' AGENCY. Com bined effec ts of .ra ­ d ioactive , chem ical and therm al re leases to the environm ent. V ienna, 1975 (ST I/P U B /404) '96. BECKER, C. D. & THATCHER, T. O. T oxicity of pow er p la n t chem icals to aquatic life. Richland, WA, B attelle Pacific Northw est Laboratories, 1973 (W ASH-1249) . ' 97. CASARETT, L. J. & DOULL, J., ed. T oxicology. London, M acm illan, 1975 •98. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. The physical pro tection of nuclear m ateria l. V ienna, February 1976 (IN F.CIR S/225) 1 99. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Safeguard in g nuclear m a­ terials. vol. I & II. V ienna, 1976 (ST I/P U B /408) 100. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. In ternational trea ties re la ­ tin g to nuclear control and d isarm am ent. V ienna, 1975 (Legal Series No. 9) (ST I/P U B /387) 101. W ILLRICH, M. & TAYLOR, Т. B. N uclear theft: risks and safeguards. Cam ­ bridge, MA, B allinger, 1974 102. GYDEN, N. & HOLM, L. W. R isk s for illeg a l production of nuclear explosives. Stockholm , FOA 4 Report (C4567-T3) (на шведском языке) 103. U S NUCLEAR REGULATORY CO M M ISSION. Safety and security of nuclear power reactors to acts of sabotage. N uclear S a fe ty , 17 : 665 (1976) 104. CHESTER, С. V. E stim ates of threats to the public from terrorist acts against nuclear facilities. N uclear S ocie ty , 17(6) : 659 (197.6) 105. BARRAGHER, S. M. et al. The econom ic and socia l co sts o f coal and nuclear en ergy generation: a fram ew ork for assessm en t and illu s tra tive calculations for the coal and nuclear fuel cycles. Stanford Research Institute Report to the N ationeal Science Foundation, M enlo Park, CA, 1976 106. COHEN, B. L. The h azards in plu tonium d isposal. Oak Ridge, Institute for E nergy A nalysis, 1975 107. DU CH ENE, A. et al. The role of m easurem ent in the assessm ent of third par­ ty liab ility fo llow in g an accidental release of plutonium to the public environ­ ment. In: Recht, P. & Lakey, J. R. A. ed. In ternational Sym posiu m oh R adia­ tion P ro tec tion M easurem ent. Aviemore, Scotland, July 1974. Luxembourg, C om m ission of the European Com m unities, 1975 (EUR 5397e) 108. U S ATOMIC ENERGY CO M M ISSION. Draft environm ental statem ent: li­ quid m etal fast breeder reactor program . In: E nvironm ental im pact of the LM FBR. W ashington, DC, 1974, vol. II (W AH-1535) 109. U S ATOMIC ENERGY CO M M ISSION. Fallout program quarterly sum m ary report. W ashington, DC, 1974 (Report HASL-278-Appendix) 110. CHANG, B. & W ILSO N, R. M itig a tio n of the e ffects of sutphur pollution. Cam bridge, MA, H arvard U niversity Enrgy and Environm ental P olicy Centre, 1976 111. COMAR, C. L. & SAGAN, L. A. H ealth effects of energy production and con­ version. A nnual R eview of E nergy, p. 581 (Jan. 1976) 112. LAVE, E. B. & FREEBURG, L. C. H ealth effects of electricity generation from coal, oil and nuclear fuel. N uclear S a fe ty , 14 : 409 (1973) 113. H U B , K. A. & SCHLENKER, R. A. H ealth effects of alternative m eans of electrical generation. In: P opula tion dose eva lua tion and sta n d a rd s for man and h is environm ent. V ienna, International Atom ic E nergy Agency, 1974 (S T I/P U B /375), p. 463 114. HAM ILTON, L. D. & M ORRIS, S. C., ed. H ealth effects of fossil fuel power plants. In: S ym posiu m on P opu la tion E xposures. K noxville, TN, 1974 115. U S SENATE COMMITTEE ON PUBLIC WORKS. A ir quality and sta tion ary source em ission control. W ashington, DC, 1975 (S er ia l-N o . 94-4) 116. NORW EGIAN INSTITUTE FOR AIR RESEARCH. A irpollu tion health effects of electric pow er generation . Kjeller, N orway, Institutt for Atom energi, 1975 117. A ir po llu ton and cancer, risk a ssessm en t m eth o d o lo g y and epidem iological evidence. Report from an International Sym posium at the Karolinska Institute, Stockholm , 8— 11 March 1977. E nvironm ental H ealth P erspectives (в печати) 118. TERRILL, J. G. et all - E nvironm ental aspects of nuclear and conventional power plants. Indust. M ed. & S u rgery, 3 6 :4 1 2 (1967) Л ! 78 419. RALL, P. A rev iew of the health effects of sulphur oxides. Research T riangle Park, NC, N ational Institute of Environm ental H ealth Sciences 120. MARTIN, J. E. et al. Radiation doses from fossil-fuel and nuclear power plants. In: Berkowitz, D. A. & Squires, A. М., ed. P ow er genera tion and en­ vironm en tal change. Cambridge, MA, MIT Press, 1971 121. COUNCIL ON ENVIRONM ENTAL QUALITY. E n ergy and the environm ent: electric pow er. W ashington, DC, 1973 122. SCHM IDT, F. H. & BODONSKY, D. The fig h t over nuclear pow er. U n iversi­ ty of W ashington, WA, 1976, Appendix В 123. MITCHELL, J. M. A prelim inary evaluation of atm ospheric pollution as a cause of global temperature fluctuations in the past century. In: Singer, F., ed. G lobal e ffects and environm en tal pollu tion . 1970 424. N IE H A U S, F. A non-linear e igh t level tandem m odel to calculate the future C 0 2 and C-14 burden to the atm osphere. Laxenburg, Austria, International Institute for Applied System s A nalysis, 1976 (RM-76-35) 125. FLAKUS, F. N. Fusion power and the environm ent. A tom ic E nergy R eview , 13 (3) (1975) 426. KULCINSKI, G. L. Fusion power — an assessm ent of its potential impact in the USA. E n ergy po licy , June 1974, p. 104 427. COMAR, C. L. & NELSO N, N. Health effects of fossil fuel com bustion pro­ ducts: report of a workshop. E nvironm ental H ealth P erspectives, 12: 149 (1975) Приложение I О П РЕДЕЛЕН И Е ПОНЯТИЙ «РИСК», «ВРЕДНОСТЬ» И «СОВОКУПНАЯ ДОЗА» (в соответствии с Публикацией 22 М КРЗ [32]) В докладе слово «риск» используется для обозначения вероят­ ности того, что данный индивид будет подвергнут вредному воз­ действию некоторой дозы радиации. Если через pi обозначить вероятность i-ro воздействия облучения, то получим R = 1 —лг (1—pi). В тех случаях, когда различные последствия облучения взаимно исключают друг друга, приведенное выше выражение упрощается до R=2ipi. Это упрощенное выражение будет также достаточно точно при pi<CE даже если последствия не будет взаи­ моисключающими. Вредность (G) «Вредность» для некоторой совокупности людей определя­ ется как математическое «ожидание» вредных последствий вслед­ ствие облучения; при этом учитывается не только вероятность различных видов вредных последствий, но также их тяжесть. Та­ ким образом, если pi является вероятностью воздействия i, тяжесть которого выражается весовым коэффициентом gi, то вредность G для группы, состоящей из Р людей, будет выражена равенством G = P 2 i p i g i . Совокупная доза Совокупная доза является показателем общего облучения все­ го тела или каких-то отдельных органов в определенной группе населения. Если число людей, получивших дозу в пределах между Н и H + dH, составляет N (H )dH , то совокупная доза определяется интегралом. S Н N (H)dH, причем интегрирование проводится по всему диапазону распреде­ ления доз, полученных населением всего мира. В некоторых слу­ чаях может оказаться целесообразным выделение какого-то ком­ понента совокупной дозы, относящегося к определенной группе на­ селения; для некоторых целей в качестве такой группы может быть принято население страны или района. В подобном случае- указанный компонент может быть назван совокупной дозой облу­ чения для данной группы населения. 80 Приложение II СПИСОК УЧАСТНИКОВ Временные советники Г-н Ж- Брессон, заместитель руководителя отдела радиацион­ ной защиты, Комиссия по атомной энергии, Фонтене-о-Роз, Франция Д-р П. Дежонг, руководитель отдела прикладных исследований, Исследовательский центр по атомной энергии, Мол, Бельгия Д-р И. М. Додерлейн, руководитель отдела техники безопас­ ности, Институт атомной энергии, Хьеллер, Норвегия (член редакционной комиссии) Д-р В. Кленер, руководитель Центра радиационной гигиены, Институт гигиены и эпидемиологии, Прага, Чехословакия Д-р Е. Комаров, заместитель директора Центрального научно- исследовательского института рентгенологии и радиологии, Ленинград, СССР (вице-председатель) Д-р П. Корринга, директор, Нидерландский институт по изуче­ нию проблем рыболовства, Эймейден, Нидерланды Д-р П. Курвуазье, руководитель отдела радиационной безопас­ ности, Федеральное бюро' по вопросам энергии, Вюренлин- ген, Швейцария Д-р А. Лафонтэн, профессор, директор Института гигиены и эпидемиологии, Брюссель, Бельгия Д-р Б. Линделл, профессор, Директор Шведского националь­ ного института радиационной защиты, Стокгольм, Швеция, (.председатель) Д-р Б. А. Ж. Листер, руководитель отдела по изучению радиа­ ции в окружающей среде. Исследовательский центр по атомной энергии, Харуэлл, Дидкот, Великобритания (член редакционной комиссии) Д-р Ф. Лундин, руководитель сектора эпидемиологических ис­ следований, отдел по изучению биологического воздействия, Бюро радиологической защиты, Министерство здравоохра­ нения, просвещения и социального обеспечения, Роквилл, штат Мэриленд, США Д-р П. Офтедал, профессор, Институт общей генетики, Универ­ ситет в Осло, Норвегия .^............. 81 Д-р Э. Почин, Национальное управление радиологической: защиты, Харуэлл, Дидкот, Великобритания Г-н П. Танги, руководитель отдела радиационной безопасности,. Центр по атомной энергии — Саклэй, Жиф-сюр-Ивет, Фран­ ция Д-р М. Фабер, профессор, руководитель лаборатории Финсена, Институт Финсена, Копенгаген, Дания Д-р С. Халтер, Главный медицинский специалист, Министерство’ здравоохранения и благосостояния семьи, Брюссель, Бельгия Д-р П. Черский, адъюнкт-профессор, руководитель отдела ге­ нетики, Научно-исследовательский институт материнства и детства, Варшава, Польша (второй составитель отчета) Д-р И. Швибах, Институт радиационной защиты, Нийербург,. Федеративная Республика Германии Д-р И. Шуберт, профессор кафедры радиационной химии, отде­ ление радиационной гигиены, Школа общественного здраво­ охранения, Питтсбургский университет, штат Пенсильвания, США (составитель отчета и член редакционной комиссии) Представители других организаций Комиссия европейских сообществ Г-н X. Эрискат, руководитель службы, Директорат охраны здо­ ровья, Люксембург Международное агентство по атомной энергии Д-р Ф. И. Флакус, сектор радиологической безопасности, отдел радиационной безопасности и защиты окружающей среды, Вена, Австрия Международная комиссия по радиологической защите Д-р Б. Линделл (Шведский национальный институт радиаци­ онной защиты, Стокгольм, Швеция) Международная ассоциация по радиационной защите Д-р А. Лафонтэн (Институт гигиены и эпидемиологии, Брюс­ сель, Бельгия) Организация экономического сотрудничества и развития Д-р Б. Рюэггер, администратор, Агентство по атомной энергии ОЭСР, Париж, Франция Всемирная организация здравоохранения Европейское региональное бюро Д-р М. Дж. Сьюсс, региональный специалист по гигиене окру­ жающей среды (научный секретарь) Перевод с английского А. К. М ихайлова Ответственные за редактирование Л. С. Славина и Ю. Б. Елисеенков З а к . № 1241. Т и п о гр а ф и я № 32 С о ю э п о л и гр а ф п р о м а . 00073857 00073857

Региональные публикации ВО З Европейская серия № 3 АСПЕКТЫ ЗДРАВ ООХРАНЕНИЯ И ПРОИЗВОДСТВО ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ Доклад Рабочей группы Брюссель, 1—5 декабря 1975 г. Выпущено на русском языке изда­ тельством «Медицина» по поручению Европейского регионального бюро ВОЗ ВСЕМИРНАЯ ОРГАНИЗАЦИЯ ЗДРАВООХРАНЕНИЯ ЕВРОП ЕЙ СКО Е РЕГИ О Н АЛ ЬН О Е БЮ РО КОПЕНГАГЕН 1979 © Всемирная -организация здравоохранения, 1979 Н а публикации Всемирной организации здравоохранения распространяются положения протокола № 2 Всемирной конвенции об охране авторских прав. З а ­ явления на перепечатку или перевод публикаций Европейского регионального бюро ВО З частично или in toto следует наравлять в эту 'организацию по адресу: Scherfigsvej 8, DK— 2100 Copenhagen 0 , Denmark. Региональное бюро охотно удовлетворяет такие -просьбы. Обозначения, используемые в настоящем издании, и приводимые в нем ма­ териалы ни в коем случае яе выражают мнение Секретариата Всемирной орга­ низации здравоохранения о юридическом статусе какой-либо страны, территории, города или района, их правительстве или другом органе власти или об их государственных -границах. Упоминание некоторых кампаний или продукции отдельных изготовителей не означает, что Всемирная организация здравоохранения отдает им предпочте­ ние по -сравнению с другими, не упомянутыми в тексте, или рекомендует их к использованию. Как правило, патентованные наименования выделяются началь­ ными -прописными буквами. Этот доклад отраж ает коллективные взгляды Рабочей группы и не обяза­ тельно представляет решения или официальную политику Всемирной организа­ ции здравоохранения. 50101—389 А ----------------- Б З —60—27—79. 4102000000 039(01)—79 ISBN 9789289024037 ISSN 0258-4972 (печатная версия) Пр имечание Этот доклад был первоначально издан для ограниченного рас­ пространения под шифром ICP/CEP804 (1) с внесением в него не­ существенных редакторских поправок. XXX сессия Всемирной ас­ самблеи здравоохранения, состоявшаяся в мае 1977 г., санкциони­ ровала использование единиц СИ в медицине, которые будут ис­ пользоваться в последующих публикациях Всемирной организации здравоохранения. Однако данный доклад был подготовлен до при­ нятия указанного выше решения, и он содержит несколько радиа­ ционных единиц, не входящих в Систему СИ. Кроме того, рис. 2 (с. 24—25), воспроизведенный из другой публикации, содержит ряд неметрических единиц. В таблицах, приведенных ниже, имеются коэффиценты пересчета для всех этих единиц. Е диницы , не входящ и е в систем у СИ Единицы СИ и их обозначение К оэф ф ициенты п ер е с ч е ­ та рад кюри, Ки Грей, Гй Беккерель, Бк 1 рад = 0,01 Гй 1 Ки = 3 ,7 Х 1 0 10 Бк (или 37 ГБк, гигабеккере- лей) рем Д ж оуль на килограмм, 1 рем = 0,01 Д ж /к г Д ж /к г П рав и л ьн о е найме- нование и обозн а- T i S S m u w чение еДини1^* ес л и Единицы СИ К оэфф ициенты п ер есч ета 9 они о тл и чаю тся о т и их обозначение (прибли зительн ы е) j н а р и с . ^ приведенны х н а . р и с . 2 кВтч акр метрическая тонна, т МТ киловатт-час, кВт-ч английская (длинная) тонна Дж оуль, -Дж квадратный метр, ма килограмм, кг (или метрическая тонна, т) 1 к В т -ч = 3 ,6 X Х 1 0 6 Д ж 1 ак р=4047 ма 1 английская (длинная) тонна=1016 кг[или 1 английская (длинная) т он н а= = 1 ,0 1 6 т] 1 т = 1000 кг гал. куб. фут американский галлон гал (США) кубический фут, фут3 гал./мин американский гал­ лон в минуту, гал (США) 1 мин кубический метр, м3 (или литр, л) кубический метр в секунду, м3/с (или кубический метр в минуту, м3/мин) (вместо этих еди- тиц можно исполь­ зовать литр в с е ­ кунду или литр - в минуту) 1 гал (США) = = 3 ,7 8 5 XIО- 3 м3 (или 1 г а л = = 3 ,7 8 5 л) 1 фут3= 2 ,8 3 2 X Х 10“ 2 м3 СОДЕРЖ АНИЕ Введение' .........................................................9 1. Выводы и рекомендации . . . . . . . . . 10 2. Влияние облучения на з д о р о в ь е ..................................... . 16 2.1 Соматические последствия . ...........................................17 2.2 Генетические последствия . . , , . . . . 18 2.3 Другие канцерогенные и мутагенные агенты . . . 21 -3. Ядерный топливный, цикл . . . . . . . . . . . . 22 3.1 Добыча, извлечение и р а з м е л ь ч е н и е ..............................22 3.2 Обогащение. ....................................................................... 22 3.3 Изготовление топливных э л е м е н т о в .............................. 22 3.4 Работа энергетического р е а к т о р а .................................23 3.5 Р е г е н е р а ц и я .т о п л и в а ..................................... 27 3.6 Обработка отходов . . . . . . . . . . . 27 3.7 Транспортировка . . . . . . . . . , . , . . 27 4. Правила по охране здоровья и обеспечению безопасности на различных этапах ядерного топливного цикла . . 28 5. Проблемы удаления и хранения радиоактивных отходов 31 5..1 Высокоактивные отходы при регенерации топлива .. 33 5.2 Другие твердые.отходы с высоким уровнем радиоак­ тивности . . . . . . ...................................... 37 5.3 Твердые отходы со средним и низким уровнем радио­ активности ................................................................................37 5.4 Жидкие отходы со средним и низким уровнем радио­ активности ................................................................................38 5.5 Выбросы в а т м о с ф е р у ......................................................... 39 6. Размещение ядерных установок и их вывод из эксплуата­ ции ............................. . * * ’ . . . . . 4 1 6.1 Р а з м е щ е н и е ..............................................................................41 6.2 Вывод ядерных установок из эксплуатации . . . 42 7. Аварии при осуществлении ядерного топливного цикла 44 7.1 Аварии на атомных э л е к т р о с т а н ц и я х .............................44 7.2 Аварии при транспортировке . . . . . . . 48 7.3 Аварии на заводах по регенерации топлива . . . 49 7.4 Аварии при удалении отходов с высоким уровнем р а д и о а к т и в н о с т и ....................................................................50 7.5 Меры по уменьшению последствий аварий . . . 51 7 7.6 Производственный травматизм при работе на ядерных установках, не связанный с облучением . , . . 51 8. Радиоактивное облучение при нормальном осуществлении ядерного топливного цикла ..................................................... 5В 8.1 Сооружение установок . . . . . 54 8.2 Добыча й измельчение рудй . . . . . . . 55 8.3 Изготовление и обогащение топлива . . . . . 57 8.4 Работа реактора : . ...................................................... 57 815 Регенерация-топлива - ........................................................59 8.6 Транспортировка . .................................................... 60 8.7 Хранение отходов ............................................................ 61 8.8 Вывод ядерных установок из эксплуатации . . . 61 8.9 Аварии на атомных электростанциях............................... 61 8.10 Общее облучение при осуществлении программ разви­ тия атомной энергетики и его последствия . . . 61 9. Влияние на окружающую с р е д у ...................................................63 9.1 Влияние .тепловых выбросов ...................................................63 9.2 Химические о т х о д ы ......................................................................65 10. Распространение ядерного оружия, саботаж и терроризм 65 11. Рассмотрение проблем здоровья в связи с использованием атомных и других источников э н е р г и и .....................................67 11.1 Воздействие на здоровье населения ................................... 67 11.2 Производственный т р а в м а т и з м ............................................69 11.3 Радиоактивность, исходящая от электростанций, ра ­ ботающих на ископаемом т о п л и в е .................................... 70 11.4 Влияние на- окружающую-среду . • . . . . . 71 11.5 Альтернативные источники э н е р г и и ....................................72 11.6 Вы воды • .................................. 73 12. Информирований н а с е л е н и я ......................................................... 73 Список л и т е р а т у р ы .................................................................................... 74 Приложение I. Определение понятий «риск», «вредность» 'и «совокупная доза»' 80 Приложение II. Список у ч а с т н и к о в ............................................ 81 ВВЕДЕНИЕ Европейское региональное бюро ВОЗ в сотрудничестве с пра: вительством Бельгии розвало.в Брюсселе совещание Рабочей груп­ пы, которое продолжалось с 1 по 5/XII 1975 г. В задачи данного совещания входило изучение, обсуждение и оценка влияния произ­ водства‘атомной энергии на человека и окружающую среду. Одной из основных причин созыва такого совещания явилась озабочен­ ность населения по поводу проблемы безопасности производства атомной энергии. В предлагаемом отчете, отражающем знания и опыт всех членов Рабочей группы, а также имеющиеся литератур­ ные данные, представлены некоторые рекомендации для органов общественного здравоохранения. В задачи Рабочей группы не вхо­ дило выражение каких-либо мнений относительно целесообразнос­ ти сооружения тех или иных ядерных установок. “ В работе совещания .приняли участиё'19 временных советников из 12 европейских стран и из США. На совещании были представ­ лены 6 научных дисциплин (организация здравоохранения, меди­ цинская физика, биология человека, генетика человека, научно- технические основы защиты окружающей среды, ядерная техника) и 5 профессиональных групп (врачи, биологи, инженеры, физики и химики), что обеспечило возможность разностороннего подхода к обсуждению различных вопросов. На-совещании присутствовали также представители 5 международных правительственных и не­ правительственных организаций. Временные советники не были официальными представителями стран или организаций, и их оцен­ ки следует рассматривать лишь как выражение их личного мне­ ния. Рабочая группа изучила опыт, накопленный при сооружении и эксплуатации ядерных установок, й сделала соответствующие оцен­ ки риска для здоровья населения. Группа рассмотрела также оцен­ ки риска, связанного с производством электроэнергии при исполь­ зовании других видов топлива. При этом было’ решено принять определения понятий «риск», «вредность» и «совокупная доза», которые подробно обсуждены в публикации № 22 Международной комиссии (по защите от радиоактивного излучения (МКРЗ) (см. приложение I). Рабочая группа определила возможный уровень этого риска для всего населения в целом и для лиц, работающих на предприятиях атомной энергетики. Основные" вопросы, которые обсуждались на совещании, были следующие: а) риск радиоактивцого облучения .человека (воздействие на соматическом и генетическом уровне) и различные аспекты влия­ ния ядерного топливного цикла на окружающую среду начиная от добычи' урана Дб; Конечных стадий вывода ядерной установки из эксплуатации?хранения-и удаления радиоактивных отходов; 9 б) вероятность и последствия различных аварий при работе на ядерных установках, связанных и не связанных с облучением, а также саботажа и хищений ядерного материала. Рабочая группа рассмотрела меры защиты населения (вклю­ чая правила безопасности и срочные меры, принимаемые в случае авари й ); технические и административные проблемы на националь­ ном и международном уровне; проблемы обучения и подготовки персонала для работы на предприятиях атомной энергетики, а так­ ж е проблемы информирования населения. Составлена сводная таблица, в которой количественные оцен­ ки риска облучения рабочих и всего населения на разных этапах ядерного топливного цикла, а также оценки риска производствен­ ного травматизма, не связанного с облучением, представлены в зависимости от выработки электроэнергии (см. табл. 9). Председателем совещания был избран д-р Б. Линделл, замес­ тителем председателя — д-р Е. Комаров; составителями отчета бы­ ли назначены д-р И. Шуберт и д-р П. Черский. Функции научного секретаря исполнял д-р М. Дж. Сьюсс. Выводы и рекомендации Рабочей группы представлены в раз­ деле 1 данного отчета. Программа совещания, перечень рабочих документов и список участников даны соответственно в приложе­ ниях II, III и IV. На основании предварительных материалов, подготовленных составителями отчета, и замечаний по этим материалам, сделан­ ных членами Рабочей группы, редакционная комиссия, в состав которой входили д-р Додерлейн, д-р Листер и д-р Шуберт, подгото­ вила проект отчета. Члены группы, ознакомившись с этим проек­ том, внесли дополнительные замечания, которые были учтены редакционной комиссией при подготовке окончательной редакции отчета. 1. ВЫВОДЫ И РЕКОМ ЕНДАЦИИ В процессе обсуждения члены Рабочей группы на основании собственного опыта и различных источников информации сделали оценки, касающиеся различных проблем, которые возникают на разных стадиях ядерного топливного цикла, включая воздействие на здоровье населения и другие опасности. Проблемы, касающиеся различных аспектов общественного здравоохранения, рассматри­ вались как на национальном, так и на международном уровне. Сформулированы выводы и рекомендации в отношении производ­ ства электроэнергии, которые изложены ниже. 1.1 Сравнительное влияние атомных и других источников энергии Количественный анализ влияния производства атомной энер­ гии на здоровье и благополучие отдельных лиц и всего населения 10 в целом должен осуществляться в сравнении с соответствующим влиянием других источников энергии (в настоящее время и в бу­ дущем). При таком сравнительном анализе обработку данных сле­ дует проводить на эквивалентной основе, т. е. при условии одина­ кового уровня производства энергии и осуществлении полного про­ изводственного цикла. Поскольку данных о воздействии на здоровье населения дру­ гих источников энергии (например, использующих ископаемое топливо) в общем меньше, чем данных о влиянии облучения, необ­ ходимо всю имеющуюся информацию о воздействии на здоровье различных источников энергии подвергнуть тщательному изучению и провести соответствующие исследования в этом направлении. 1.2 Влияние облучения Уровень радиоактивного облучения лиц, работающих на пред­ приятиях атомной энергетики, обычно даже не достигает допусти­ мых пределов, установленных Комиссией по защите от радиоактив­ ного излучения (М КРЗ). Ожидается, что в будущем уровень ра­ диоактивного облучения всего населения в целом на всех стадиях производства атомной энергии будет гораздо ниже допустимых пределов, установленных МКРЗ. Предполагается, что с помощью новой технологии можно будет снизить уровень облучения в расче­ те на 1 МВт электроэнергии в течение года [МВт(эл) - г]. Группа определила возможные виды воздействия на здоровье человека на всех этапах производства атомной энергии. Из них важнейшими являются следующие: 1) производственный травматизм при добыче урана и соору­ жении ядерных установок, не связанный с облучением; 2) радиоактивное облучение всего тела при работе на реакто­ рах и установках по регенерации радиоактивного топлива; 3) радиоактивное облучение рабочих при добыче урана (пора­ жение легких); 4) облучение населения всего земного шара (совокупная ра­ диоактивная доза) вследствие выброса в атмосферу долгоживу­ щих газообразных радиоактивных изотопов, в частности соедине­ ний углерода-14. Для снижения выброса в атмосферу углерода-14 и других долгоживущих радиоактивных изотопов в настоящее вре­ мя разрабатываются специальные технические средства, примене­ ние которых должно всячески поощряться. Средний уровень радиоактивного облучения населения (как в местном, так и в глобальном масштабе) от установок по произ­ водству атомной энергии, даже если он считается достаточно вы­ соким, все же намного ниже по сравнению со средним уровнем облучения в медицинской практике и от природных источников. 11 Годовая совокупная доза облучения для лиц, работающих на предприятиях атомной энергетики, безусловно, выше, чем для всего населения в целом. Наибольшая часть дозы облучения рабо­ чих связана с проверкой конструктивных элементов установок, их эксплуатацией и ремонтными работами. Тем не менее Группа пришла к единому мнению, что снижение уровня радиоактивного облучения при таких работах за счет уменьшения их объема нельзя считать допустимым или желательным. Можно достигнуть лишь относительно небольшого снижения облучения, выраженного в че- ловеко-бэрах на 1 МВт(эл) -г. Следует считать недопустимым положение, когда совокупная доза профессионального облучения в расчете на 1 М В т(эл)-г на заводах по регенерации радиоактивного топлива выше по сравне­ нию с соответствующей дозой при работе на ядерных реакторах. Чтобы добиться снижения доз облучения на таких заводах до уровней, регистрируемых при работе на реакторах, необходимо улучшение технологической схемы регенерации топлива. 1.3 Генетические и соматические последствия и эпидемиологические аспекты Рассмотрев различные факторы, связанные с радиоактивным облучением, и такие последствия облучения, как заболевание ра­ ком, возникновение различного рода мутаций и появление хромо­ сомных аберраций, Рабочая группа пришла к выводу, что для це­ лей оценки эффективности защиты от радиации лучше всего исхо­ дить из линейной зависимости. Действительно, все больше данных свидетельствует о том, что такая зависимость не приводит к завы­ шению оценок риска. Существующие оценки связанных с облучением генетических изменений основаны на экспериментальных данных, полученных в опытах на млекопитающих, в основном при воздействии низких доз облучения, когда еще на стадии до появления мутаций дей­ ствуют механизмы репарации. Эти экспериментальные данные подтверждают линейную зависимость в диапазоне доз, рассматри­ ваемом при обеспечении защиты от облучения, и не позволяют сде­ лать вывод о существовании какой-то пороговой дозы. Поскольку использование данных, полученных в опытах на- животных, для количественных оценок воздействия облучения на человека не всегда является оправданным, подчеркнута важность проведения специальных эпидемиологических исследований в группах населения, отобранных по определенным показателям. Важ­ но также использовать официальные статистические данные здра­ воохранения, на основании которых можно при тщательном анали­ зе дать оценки риска возникновения генетических и соматических заболеваний под воздействием облучения и других факторов ок­ ружающей среды. 12 Следует поощрять разработку и использование биологических методов контроля, в частности цитологических и биохимических. Необходимо продолжить международное сотрудничество по разработке таких программ, осуществление которых должно про­ водиться под руководством ВОЗ. 1.4 Радиоактивные отходы При обсуждении проблем хранения и удаления отходов, со­ держащих долгоживущие радиоактивные компоненты, участники совещания пришли к выводу, что, хотя существующая в настоящее время практика применения специально сконструированных кон­ тейнеров для хранения жидких отходов обеспечивает достаточную безопасность, тем не менее для целей длительного хранения уро­ вень безопасности желательно еще более повысить, что может быть достигнуто путем преобразования жидких отходов в твердую фор­ му. Подчеркнута настоятельная необходимость в дальнейшей раз­ работке и испытании технологических процессов, направленных на решение этой задачи. Для окончательного удаления отходов имеется ряд возмож­ ных альтернативных методов, однако отсутствие в настоящее вре­ мя срочной необходимости в выборе какого-то одного метода и его введения в практику дает возможность провести тщательное срав­ нительное изучение для оценки различных вариантов. Работа в этом направлении необходима, при этом следует отказаться от принятия быстрых решений, которые в конечном итоге могут ока­ заться недостаточно обоснованными. Особого внимания требуют проблемы, связанные с хранением и удалением обладающих радиоактивностью твердых материалов, например загрязненного оборудования. Захоронение твердых отходов с низким уровнем радиоактив­ ности в океанах под контролем Агентства по атомной энергии / Организации экономического сотрудничества и развития (ААЭ/ОЭСР) в настоящее время производится в относительно небольших масштабах по сравнению с допустимыми пределами, установленными Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ). Рабочая группа призвала ускорить принятие соответ-: ствующих рекомендаций МАГАТЭ по захоронению радиоактивных отходов, что было специально отмечено в Заключительном акте Межправительственной конференции по захоронению радиоактив­ ных отходов в море, принятом в Лондоне 1/XI 1972 г. (этот Акт из­ вестен как Лондонская конвенция) а. Рабочая группа обсудила влияние на человека и гидросферу выбросов радиоактивных веществ в пресную воду и в море. Это а Лондонская конвенция вступила в силу в 1975 г., а временные определе­ ния и рекомендации МАГАТЭ были приняты как обязательные в соответствии с условиями заключенной конвенции в сентябре 1976 г. 13 влияние зависит от количества и природы сбрасываемых материа­ лов, а также от условий осуществления выбросов, в особенности от содержания радиоактивных изотопов и степени их начального и конечного растворения в воде. В связи с этим Рабочая группа подчеркнула, что гораздо большее, влияние должно уделяться вы­ явлению и изучению вероятных путей воздействия радиоактивнос­ ти на человека, в частности через цепи питания, чем возможному (и, по-видимому, временному) воздействию на водные популяции. До выброса в окружающую среду больших количеств радио­ активных отходов важно установить пути воздействия радиоактив­ ности на человека, связанные с биологической аккумуляцией и (или) внешней радиацией; при этом необходимо осуществлять соответствующие программы контроля и публиковать их резуль­ таты. Группа пришла к выводу, что осуществляемые в настоящее время и прогнозируемые сбросы радиоактивных отходов в море могут лишь незначительно повысить общий уровень радиоактив­ ности в природе. 1.5 Химические отходы Рабочая группа обсудила проблемы контроля за выбросом нерадиоактивных химических отходов, образующихся на различных стадиях ядерного топливного цикла. Хотя выбросы химических отходов в общем могут контролироваться как в пределах техноло­ гического процесса, так и вне его, тем не менее имеющиеся техни­ ческие средства контроля не всегда используются с максимальной эффективностью. С точки зрения общественного здравоохранения и охраны окружающей среды контроль за выбросом многих нера­ диоактивных химических отходов является такой же проблемой, как и в обычной химической промышленности. 1.6 Тепловые выбросы Рабочая группа обсудила различные аспекты и последствия сброса нагретой воды на атомных электростанциях. Эти сбросы в общем не отличаются от тех, которые производятся на обычных электростанциях, за исключением того, что при сбросах на атом­ ных электростанциях количество тепла, приходящееся на единицу, произведенной энергии, оказывается больше. Поскольку при этом возможен как , вредный, так и благоприятный экологический эф-; фект, необходимо тщательно оценить все возможные последствия тепловых выбросов при различном месторасположении реактора. 1.7 Размещение Рабочая группа рассмотрела различные факторы, влияющие на выбор площадок для сооружения ядерных реакторов, включая 14 плотность населения в районе'размещения ядерной установки. Бы-: ло особо подчеркнуто, что выбор соответствующего места для со­ оружения ядерных установок никоим образом не может рассмат­ риваться как альтернатива надежности их схемы, конструкции и эксплуатации. 1.8 Вывод из эксплуатации В настоящее время проводится детальное изучение проблем, касающихся вывода из эксплуатации и демонтажа реакторов и- ядерных установок; несколько опытных установок уже были выве­ дены из эксплуатации и демонтированы, причем это не вызвало' каких-либо существенных затруднений. Однако такие операции неизбежно связаны с образованием большого количества отходов с низким уровнем радиоактивности. При планировании и разра­ ботке будущих ядерных установок желательно заранее предусмот­ реть возможность безопасного и эффективного вывода этих уста­ новок из эксплуатации. 1.9 Аварии Рабочая группа не нашла оснований для отрицания общих выводов, сделанных недавно в ряде стран при анализе проблем безопасности работы на атомных электростанциях. Согласно ре­ зультатам проведенных исследований, риск для населения при различных авариях, включая выброс радиоактивных материалов из активной зоны реактора в окружающую среду, оценивается как низкий. При значительном числе небольших аварий их последст­ вия в большей мере будут выражаться в потере генерирующей мощности, экономическом ущербе и психологическом влиянии, чем в воздействии на здоровье. Для оценки и ликвидации возможных вредных последствий в результате сильного облучения такими количествами радиоактив­ ных материалов, которые могут оказывать отрицательное воздей­ ствие на организм, необходимо сотрудничество представителей различных дисциплин (таких, как медицина, дозиметрия, анализ) и установление необходимых связей со специальными службами вне данной организации, которые будут различаться в зависимости от типа и тяжести прогнозируемых вредных последствий. Важно, чтобы органы общественного здравоохранения участ­ вовали в рассмотрении и определении срочных мер для радиоло­ гической защиты населения, которые должны приниматься в слу­ чаях серьезных-аварий, включая эвакуацию жителей из поражен­ ного района. 15 Хотя нельзя полностью: исключить возможность хищения радиоактивных материалов ;в;террористических целях (например, для производства оружия), а также угрозы саботажа при работе на ядерных установках, следует признать, что риск от таких дей­ ствий для населения не является существенным по сравнению с тем, который уже существует в современном обществе и связан с другими аналогичными действиями. 1.10 Саботаж и террористические акты 1.11 Информирование населения Важной задачей является постоянное информирование насе­ ления обо всех возможных последствиях эксплуатации атомных электростанций, особенно в сравнении с различными другими источниками производства энергии. Предполагается, что в распро­ странении такой информации должны участвовать органы общест­ венного здравоохранения. После сооружения атомных электростан-’ ций необходимо продолжить уже установленные контакты с ши­ рокой общественностью. Большую роль в распространении информации об атомной энергии должны играть международные организации, которые мо­ гут способствовать выработке у населения правильного понимания различных проблем, связанных с производством атомной энергии. 1.12 Контроль и обучение персонала Наряду с обычным контролем за производственными: техноло-; гическими процессами на ядерных установках, которые осущест-: вляются операторами, следует продолжить практику проведения, дополнительных контрольных проверок. Участники совещания обсудили проблемы обучения и подго­ товки персонала. Отмечено, что операторы и другие лица, работаю­ щие на ядерных установках, должны иметь не только технические способности, но и обладать устойчивой психикой:. Компетентность персонала, обслуживающего ядерные установки, должна поддер-' Живаться на уровне самых современных требований. 2. ВЛИЯНИЕ ОБЛУЧЕНИЯ НА ЗДО РО ВЬЕ Биологическое влияние ионизирующего излучения на-живые организмы описано в многочисленных публикациях, включая спра­ вочники по радиобиологии, монографии- 'обзоры, как, например, обзоры [1] и [2]. Облучение может вызывать поражения-независи-1 мо от того, находится ли его источник вне или внутри-Организма;1 в последнем случае речь идет о радиоактивных-изотопах [1, 2, 3, 4, 5]. Допустимые уровни облучения человека различными радиоак­ тивными изотопами устанавливаются не только на основе расчетов получаемых доз облучения, но также на основе данных, которые получают при эпидемиологических обследованиях населения и в опытах на животных, подвергающихся воздействию относительно больших доз излучения. Облучение может оказывать острое (быстрое) и отдаленное воздействие на здоровье. Острое действие проявляется немедленно или в течение нескольких дней после облучения. Отдаленное действие проявляется лишь через много лет после радиоак­ тивного облучения. Существует несколько типов отдаленного дей­ ствия, включая появление злокачественных заболеваний у облу­ ченных лиц, аномальное развитие плода после облучения (сомати­ ческие поражения) и наследуемые аномалии у потомков облучен­ ных лиц (генетические изменения). Имеющиеся данное говорят о том, что при низких дозах облучения отдаленным летальным последствием может быть только развитие злокачественного забо­ левания. На основе многочисленных экспериментальных и эпидемиоло­ гических данных оценена частота проявления отдаленных послед­ ствий на единицу дозы облучения, включая случаи, связанные с осуществлением программ производства атомной энергии [2, 6, 7, 5]. 2.1 Соматические последствия При облучении всего тела за короткий промежуток времени (минуты или часы) доза облучения, от которой могут погибнуть 50% облученных лиц ( L D 5 0 ) , оценивается в 250—450 рад. Однако на практике вероятность аварий, которые могут вызвать такое ост­ рое действие, ничтожно мала (см. раздел 7). При обычных усло­ виях уровень радиоактивного облучения (контролируемый в соот­ ветствии с принятыми международными стандартами защиты) со­ ставляет не более нескольких рад в год. В таких условиях основным соматическим последствием' облу­ чения/если не считать воздействия на эмбрионы, является разви­ тие различных злокачественных заболеваний, включая лейкозЫ. Полагают, что при очень низких дозах риск заболевания раком прямо (линейно) пропорционален дозе облучения. Таким образом, применив зависимость доза—риск к оцененному среднему уровню облучения населения (например, при производстве атомной энер­ гии), можно получить оценки максимального вероятного риска ле­ тального и нелетального (излечимого) рака при более или менее равномерном облучении всего тела или какого-то отдельного ор­ гана: Чтобы изучить последствия облучения, проводятся длительные Наблюдения над лицами, получившими дозу облучения в целях медицинской диагностики или терапии, обследования лиц, пере­ живших атомные бомбардировки в двух городах Японии [8], а так­ же эпидемиологические обследования населения в районах с вы­ соким уровнем естественного фонового излучения [9, 10, И, 12, 13] и групп лиц, подвергающихся облучению в процессе работы [14]. Частота заболеваний раком, вызываемых облучением, зависит от многих факторов, особенно от возраста; период между облучением и развитием рака может в ряде случаев превышать 30 лет. Верхний предел показателя риска индуцирования злокачест­ венного заболевания при больших дозах облучения — порядка 100 рад или больше (при непродолжительном периоде облуче­ ния) — можно определить по результатам длительных эпидемио­ логических наблюдений над группами населения, подвергшимися облучению. Согласно полученным данным, общие показатели риска индуцирования летального злокачественного заболевания состав­ ляют примерно 100— 150 случаев на 1 млн. облученных, получив­ ших дозу 1 рад (при облучении всего тела). Показатели риска нелетального (излечимого) рака, по-видимому, должны быть ниже. При гораздо более низких дозах облучения — порядка нескольких рад (профессиональное облучение) или нескольких миллирад (все население) в год — получить сколько-нибудь досто­ верные оценки показателя риска на 1 рад практически невозмож­ но; имеющиеся оценки показателей риска на 1 рад при таких низ­ ких дозах облучения и низких уровнях его интенсивности, по-види­ мому, являются завышенными. Прямых доказательств риска индуцирования других заболеваний при таких дозах облучения не имеется. Данные об индуцировании злокачественных заболеваний при низких дозах облучения рассматривались уже во многих публика­ циях, например в отчете BEIR за- 1972 г. [2]. Эти материалы недав­ но были подробно обсуждены в работе [15]; по имеющимся дан­ ным, минимальные дозы, вызывающие заметное увеличение числа случаев злокачественных заболеваний у людей, можно сгруппиро­ вать следующим образом: 1) злокачественное перерождение щито­ видной железы у детей — при оцененных средних дозах порядка 6 рад; 2) злокачественные заболевания после облучения плода, вероятно, при средних дозах в несколько рад; 3) лейкозы у жите­ лей Хиросимы и Нагасаки, переживших атомные бомбардировки,— при дозах менее 10 рад. Согласно оценочным данным в отношении радиационного канцерогенеза, на каждый случай индуцированного лейкоза приходится 4—5 других злокачественных заболеваний. 2.2 Генетические последствия О генетических изменениях под воздействием ионизирующего излучения известно уже почти 50 лет; эти изменения наблюдались у самых разных организмов — от микроорганизмов до растений и высших животных, Независимо от вида, являющегося объектом 18 Т аб л иц а !. Влияние частоты удвоения мутаций от 10_6 д о 2 - 10-е [19] Тип п о р аж ен н о го ген а Ч и сл о п ораж ен н ы х л и ц (на 1 м л н . н а ­ селения) п р еж н ее рав н овеси е чер ез одно п ок о лен и е новое равн овеси е Рецессивный: приспособленность аа-0 Полудоминантный; приспособленность А а -0 ,9 , аа-0 Доминантный; приспособленность Аа-0 Сцепленный с полом; рецессивная приспособленность аа-0 , a Y = 0 1 аа 2 Аа 2 Аа 3 aY , лица м уж ­ ского пола 2 ,0 0 2 аа 22 Аа 4 Аа 4 aY , лица м уж ­ ского пола 2 аа 40 Аа 4 Аа 6 аУ , лица м уж ­ ского пола воздействия, облучение, так же как и химические вещества, преж­ де всего влияет на ДНК, основной компонент генов. Хорошо известно, что среди людей довольно широко распро­ странены болезни, которые частично или полностью связаны с на­ рушением генетических механизмов [16, 17]. Установлено, что при­ мерно 6% живорожденных детей имеют заболевания генетического происхождения, которые группируются следующим образом. 1) 1% доминантно наследуемых болезней и болезней, связан­ ных с Х-хромосомой; 2) 1 %’ хромосомных и рецессивных болезней; ' 3) 4% врожденных аномалий, конституциональных и дегене­ ративных болезней. В недавно проведенном исследовании [18] были получены зна­ чительно более низкие показатели для доминантно наследуемых болезней и более высокие для третьей категории (врожденные ано­ малии и другие полифакториальные болезни). Большую озабоченность должно вызывать увеличение частоты мутаций у людей при воздействии различных источников. Предпо­ лагается, что доля доминантно наследуемых болезней и болезней, связанных с Х-хромосомой, по отношению к общей частоте мута­ ций должна увеличиваться, т. е. предполагается существование линейной зависимости между дозой облучения и частотой генети­ ческих нарушений, вызванных облучением. Увеличение доли ре­ цессивных болезней относительно общей частоты мутаций незна­ чительно, т. е. потребуется смена десятков поколений, чтобы достигнуть равновесия (табл. 1). На настоящий момент , наилуч­ шей оценкой, удваивающей дозы при растягивании облучения во времени, считается 100 рад для лиц обоего пола [7]. В табл. 2 д а ­ ны оценки воздействия дозы в 1 рад на поколение при допущении, 2* 19 Таблица 2. О ценка воздействия 1 рада на поколение (на 1 млн. ж иворож д ен­ ных детей) при низких дозах облучения и низких уровнях его интенсивности; удваиваю щ ая доза принята равной 100 рад [7 ] К л асс и ф и к ац и я б олезни 3 Ч ас то та с л у ­ чаев н а данны й момент® В оздействи е 1 р а д а н а п о к о л е ­ ние: ч а сто ­ т а сл у ч а ев в первом поколении0 Ч ас то та п р и р ав н о ­ весии Аутосомные доминантные болезни и болезни, связанные с Х -хро­ мосомой Рецессивные болезни Хромосомные болезни Врожденные аномалии Аномалии, проявляющиеся позд­ нее Конституциональные и дегенератив­ ные болезни Всего % от частоты случаев на данный момент 1 000— 10 000г 1 100 6 000е 90 100ж 98 200— 107 200 2—20Д Относи­ тельно небольшое 5 — 4 5 3 10—70й 0 ,0 1 — 0 ,0 7 10— 100Д Очень медленное повышение 4 5 — 4503 60—600й 0 ,0 6 —0 ,6 а П о к л а с с и ф и к а ц и и , п р и в ед е н н о й в о т ч е т е B E IR [2]. б П о к а з а т е л и ч а с т о т ы с л у ч а е в н а н а с т о я щ и й м о м ен т о сн о в ан ы н а д а н н ы х T r im b le й D o u g h ty [18] с н ек о то р ы м и и зм ен ен и я м и . в В п ер в о м п о к о л е н и и ч а с т о т а с л у ч а е в ау т о с о м н ы х д о м и н а н т н о н а с л е д у ю щ и х с я б о л е з ­ н ей и б о л е зн е й , с в я з а н н ы х с Х -х р о м о со м о й , п р е д п о л а г а е т с я р а в н о й 0,2 о т со о тве тству ю щ е й ч а с т о т ы п ри ген ети ч еск о м р ав н о в еси и , а ч а с т о т а б о л е зн е й , о б ъ е д и н е н н ы х в гр у п п у а н о м а л и й (в р о ж д е н н ы е ан о м а л и и , а н о м а л и и , п р о я в л я ю щ и е с я п о зд н е е , и т . д . ) , — 0,1 о т ч а с т о т ы при р ав н о в еси и . г М и н и м а л ь н а я в е л и ч и н а , р а в н а я 1000, п р и н я т а п о д а н н ы м T r im b le и D o u g h ty [181, а м а к с и м а л ь н а я , р а в н а я 10 000, — по д а н н ы м S te v e n s o n , и сп о л ь зо в а н н ы м в о т ч е т а х U N S E A R [51 и B E IR [2] з а 1972 г.. д М и н и м а л ь н а я и м а к с и м а л ь н а я в ел и ч и н ы о сн о в ан ы н а п о к а з а т е л я х ч а сто т ы сл у ч а ев (1000 и 10 000 со о т в е тс т в е н н о ) . е П о о б ъ е д и н е н н ы м р е з у л ь т а т а м 7 о б с л е д о в а н и й н о в о р о ж д е н н ы х ; в кл ю ч ен ы с л у ч а и м о за и ч н ы х ф о р м . ж В к л ю ч а я н е у с т а н о в л е н н у ю д о л ю с л у ч а е в к о л и ч ест в е н н ы х (п о м и м о с и н д р о м а Д а у н а ) и с т р у к т у р н ы х х р о м о со м н ы х а н о м а л и й . з Д а н н ы й и н т е р в а л п р е д п о л а г а е т с у щ е с т в о в а н и е о т 5 д о 50% м у та ц и о н н ы х к о м п о ­ н ен то в . и О к р у гл е н н ы е в ел и ч и н ы . что численность населения составляет 1 млн. человек, а удваиваю­ щая доза равна 100 рад. При получении оценок генетических нарушений у человека в результате воздействия различного рода мутагенных агентов исхо­ дят из установленных зависимостей доза—эффект при низких до­ зах облучения и низких уровнях ее интенсивности. Хотя точно рассчитать возможные генетические повреждения при воздействии облучения и других мутагенных факторов не представляется воз­ можным, тем не менее можно и необходимо получить приближенные Оценки вероятного уровня генетического изменения [2, 7]. Показа­ тели интенсивности облучения, при котором возникают специфи­ ческие генные, мутации у мышей, говорят о близком приближении 20 (при менее 0,8 рад/мин) к линейной зависимости доза—эффект. В некоторых случаях сильное кратковременное облучение дает больший эффект, в то время как в других меньший. Механизмы, с которыми связаны колебания в эффекте высоких доз облучения, неизвестны. Тем не менее в качестве основы для оценок риска можно использовать линейную регрессию, полученную при низких уровнях интенсивности облучения, с соответствующей поправкой на колебания в эффекте сильного кратковременного облучения. Так как средний показатель «ожидания детей» (вероятность деторождения) резко падает после достижения 30-летнего возраста у лиц обоего пола, гонадная доза облучения имеет различную «ге­ нетическую значимость» в зависимости от возраста. Поэтому при получении оценок общего риска возникновения серьезных насле­ дуемых генетических аномалий необходимо учитывать возрастное распределение облученного населения. Согласно оценкам, при учете доли радиоактивного облучения, которая является генетически значимой, риск индуцирования сколько-нибудь серьезных наследуемых генетических аномалий составляет 10-4 (в первых двух поколениях) или 2-10~4—3-10~*4 (во всех поколениях) на 1 рад облучения. Для всего населения эта доля составляет примерно 0,5 от общего облучения, а при профес­ сиональном облучении — около 0,25. 2.3 Другие канцерогенные и мутагенные агенты В настоящее время установлено, что, помимо облучения, кан­ церогенное и мутагенное действие могут оказывать самые различ­ ные факторы окружающей среды, включая все возрастающее чис­ ло химических соединений [19]. Согласно оценкам Международного агентства по изучению рака (МАИР), примерно 80% всех случаев рака обусловлено воздействием каких-то факторов окружающей среды, а некоторые исследователи называют еще более высокие цифры [20]. В большинстве случаев этими факторами окружающей среды, оказывающими канцерогенное и мутагенное действие, яв­ ляются, по-видимому, химические соединения, полученные челове­ ком или находящиеся в природе. Хотя вероятность воздействия потенциально канцерогенных и мутагенных агентов во всем мире постоянно возрастает, проведение количественного сравнительного изучения соответствующего действия химических веществ и облу­ чения пока еще невозможно из-за недостатка информации о дей­ ствии химических веществ. Информация, представленная в после­ дующих разделах этого отчета, говорит о том, что при имеющихся средствах защиты от радиоактивного облучения, которые в даль­ нейшем будут постоянно совершенствоваться, роль облучения от существующих и проектируемых .установок по производству атом­ ной энергии с точки зрения канцерогенного и мутагенного действия не должна быть существенной по сравнению со всеми остальными канцерогенными и мутагенными факторами окружающей среды. 21 3. ЯДЕРНЫ Й ТОПЛИВНЫ Й цикл Понятие «ядерный топливный цикл» характеризует последова­ тельность процессов, через которые проходят материалы, исполь­ зуемые для производства атомной энергии. Оно включает все ста­ дии от добычи урановой руды до кондиционирования, хранения и удаления отходов; к промежуточным стадиям относятся извлече­ ние и измельчение урана, повышение содержания урана, способ­ ного к делению (обогащение), превращение его в топливо, изго­ товление топливных элементов, облучение в реакторе, отделение неиспользованного топлива от продуктов ядерной реакции и его регенерация. Эти стадии, на каждой из которых необходимо конт­ ролировать возможность радиоактивного облучения лиц, работаю­ щих на предприятиях атомной энергетики, и всего населения, по­ казаны на рис. 1 и 2 и кратко описаны в последующих парагра­ фах (см. также [21]). Как и в других разделах этого отчета, основ­ ное внимание здесь уделено вопросам ядерного топливного цикла применительно к реакторам на тепловых нейтронах. 3.1 Добыча, извлечение и размельчение Уран в природе распространен относительно широко, хотя он составляет лишь около 2 -10-4 % земной коры. Крупнейшие запасы его находятся в Северной Америке, Южной Африке, Австралии и Швеции. Добываемая в настоящее время промышленная руда обычно содержит от 0,1 до 0,3% урана; ее перерабатывают в кон­ центрат, известный под названием «желтый пирог». Добыча урана связана с серьезными опасностями, которые необходимо учитывать при оценке влияния ядерного топливного цикла на здоровье насе­ ления; эти опасности рассматриваются в разделе 8. 3.2 Обогащение К настоящему времени создано большое число реакторов, ра­ ботающих на обогащенном топливе с искусственно повышенным содержанием способного к делению урана-235. Обогащение обычно осуществляется диффузионным способом после превращения ура­ на в летучее соединение (гексафторид). В настоящее время разра­ батываются альтернативные промышленные способы, включающие использование газового центрифугирования. 3.3 Изготовление топливных элементов Уран из рудного концентрата или обогащенный гексафторид урана Превращают путем проведения ряда химических преобразо- 22 Рис. 1. Основные стадии уранового топливного цикла. ваний в оксид или металл. Полученный таким образом уран загру­ жают в металлические трубы (оболочки), которые затем заполня­ ют газом и герметизируют. Заполненные трубы (в отдельности или группами) собирают в топливные элементы для ввода в ядерный реактор. 3.4 Работа энергетического реактора Процесс деления (расщепления) атомов топлива, вызываемый действием нейтронов, который происходит в активной зоне ядер- ного реактора, создает нагрев и приводит к образованию ряда 23 На входе 16 акров 8 5 7 0 0 МТ руды 2 ,54-10 6 МТ породы Добыча (открытая разработка) - 0 ,2% руда* 2 ,5 4 1 0 е МТ породы Газы 56.7 Ни Rn 0 ,0 2 2 6 Ни Ra 0 ,0 2 2 6 Ни Th 0 .0 3 3 4 Ни U 15,0 МТ N 0 X 222j226 ,230 Газы 9,43 МТ N 0 X 0,11 МТ фторидов 25,7 МТ S 0 2 0,0132 Ни U Газы 12,21 МТ N 0 X 0 ,6 9 МТ фторидов 22,4 МТ S 0 X 0 ,0 0 2 Ни U tII___I___ Разделение изотопов (объем работы- 172 МТ) 1,2 акра Ж идкости 1.9 Ни U 0,051 Ни Ra226 3,20 Ни T h230 Твердые отходы 86 2 0 0 МТ ‘ 53.5 Ни T h230 56.6 Ни Ra226 Электроэнергия V 4 .20 • Ю 8 кВт ч Ж идкости 0,027 Ни U 0 ,0 2 5 Ни Th230 0,25 Ни Ra226 Твердые отходы: 37,7 МТ золы Хранящиеся твердые отходы: 0,26 Ни Th— I в 15,5 кг золы Обогащенный уран (в виде UF6) 34,53 МТ U 3,3% и 235 Повторно используемый уран (в виде U F6) 3 3 ,0 4 МТ 0 ,798 % U 235 Истощенный уран, хранящийся в виде UF6 170 МТ 0,2% U 235 ^ 5 6 ,3 Ни Ж идкости: 0 ,0 2 9 Ни U *ч 24,4 МТ NaCl 7.91 МТ С а+ 7.91 МТ SO4 0,52 МТ Fe Я QA М Т N O T Электроэнергия: 8,76 Ю 9 кВ т • ч . Полученная электроэнергия: 7,984 Ю 9 к В т -ч Потери на передачу: 0,776 Ю 9 кВт ч Обогащён­ ный уран (в виде UF6 34 ,5 3 МТ U 3,3% и 235 Г азы 5,18 МТ N 0 3 8,29 МТ NH3 0 ,39 МТ фторидов 0 ,00019 Ни U _1_ Превращение в топливо и изготовление топливных элементов V Ж идкости 0,0196 Ни U 0 ,0 0 9 8 Ни Th2 33 ,8 МТ твердого CaF2 0 ,0 5 9 Ни U в СаР2 0,0 2 4 Ни-другие U Газы t н3 BW R PWR от 10 до 5 0 Ни от 0 ,3 до 0 ,8 Ни Кг + Хе 5 0 0 0 0 7 ООО Ни Изготов- - ленные топливные элементы 34,53 M TU 3,3% и 235 Атомная электростанция 1000 М Вт (эл) 32% тепловой к.п.д Площ адь-160 акров 2,738 10ю кВт ч/г Облученное топливо Хранение облучен­ ного топлива33 ,0 4 4 МТ I 0 ,296 МТ Ри 5,17 Ю 9 Ни I 150 дней 33 ,0 4 4 МТ U 0 ,296 МТ Ри 1,35 ' ТО 8 Ни Транспор­ тировка облучен­ ного топлива Ж идкие радиоактивные отходы Спускаемая во д а -7 210 гал./мин 7180 МТ растворенных О твердых веществ BW R PW R Н 3 9 0 4 5 0 Ни Другие 5 5 Ни Увлажненный воздух - испаряется 2 3 , 0 Ю б МТ Н20 Тепловые в ы б р о с ы -1,86 10ю кВт - ч Подпитывающая вода 19230 гал./мин У н о с- 4 8 3 гал./мин 481 МТ растворенных твердых веществ 24 Поверхностный воды 3 3 4 0 Ни Н - , 3,67 Н.. Ro106 5 ,03 МТ Na + 0 .23 МТ С Г 0.415 МТ S 0 | 0,176 МТ NO0 Транс* П О Г » г . -р у с . мое об­ лученное топливо Газы 3 ,7 3 -Ю 5 Ни Кг85 2 0 580 Ни НЗ 0 ,0 6 Ни 1129131 0,918 Ни других ПД 0 ,0 0 3 7 Ни трансурановых элементов 7,4 МТ N 0 , ' Высоноантиа- ные отходы 1,32-10s Ни ПД 0,0015 МТ Ри 2 0 5 0 0 Н и Ри Временное хранение высоноактив ных оТходов (5 лет) Высокоактив­ ные отходы 1,83 НО? Ни ПД 114 куб.фута Оболочки: 1.67 Ю 5 Ни Транспорти- ровна в госу­ дарственное хранилище Высокоактив­ ные отходы 11400 гал, (если жидкие; Технологи I I4 кУб 'ФУтов твердые) 72 куб-Фута 9 ?аМла/ми°нАа 4 . !в Ч 0 » Н и9 гал/мин 72 „уб.фута = £ > Ж идкие отходы для. хранения с промежуточным уровнем активности (от Ю4 до 106 хМ Д К )-6 9 0 0 гал. — S Ж идкие отходы с низким уровнем активности (от 10 до Ю 4 *М Д К )-3 4 0 ООО" гал. Захороненные твердые отходы: 6900, куб.футов, 0,14 акра Продажа, повторное применение или хранение Ри в виде K (N O a )* О.^у ь МГ 4 ,0 9 • 10 й Ни 1,83 I0 7 Ни ПД 114 куб.фута Оболочки: 1,67 -105 Ни 72 куб.фута Постоянное хранение высокоактив­ ных и других отходов Площадь места хранения:0,2-1,6 акра Г 33,04 М Г U, 0,798% U235 Рис. 2. Топливный цикл атомной электростанции с урановым реактором; охлаж ­ даемым водой; мощностью ТООО М В т(эл) {22]а а П р и в ед ен н ы е в ел и ч и н ы .п о л у ч ен ы при усл о в и и , ч т о а т о м н а я э л е к т р о с т а н ц и я р а б о т а л а в те ч ен и е 1 го д а п ри 100% н аг р у зк у . К о л и ч е с тв а м а т е р и а л о в о п р е д е л е н ы , и с х о д я и з п р е д ­ п о л о ж ен и я об о д и н а к о в о м го д о в о м ц и к л е з а г р у з к и , п ри к о т о р о м к а ж д ы й т о п л и в н ы й э л е м е н т р а б о т а е т 1100 д н е й с п ол н ой н а г р у зк о й д о . его за м е н ы . Э то со о т в е т с т в у е т в ср е д н ем ‘ г е н е ­ р ац и и теп л о во й эн ер ги и 33 000 М В т ( э л ) .д е н ь н а 1 т у р а н а и т е п л о в о й м о щ н о сти 30 М В т (э л ) н а 1 т у р а н а . З а м е н а то п л и в а в р е а к т о р е ' о с у щ е с т в л я е т с я по п р о гр а м м е ч а сти ч н о й п е р е ­ з а р я д к и , со гл а сн о к о то р о й е ж е г о д н о з а м е н я е т с я 1/з то п л и в а р е а к т о р а . С в е ж е е т о п л и в о со д е р ж и т у р ан , о б о га щ ен н ы й у р ан ом -235 д о 3,3% . О б о зн а ч е н и я : B W P — р е а к т о р с к и п я щ е й водой ; P W R — р е а к т о р , о х л а ж д а е м ы й в о д о й п о д д а в л е н и е м ; П Д — см ес ь п р о д у к то в д е л е н и я ; М Д К — м а к с и м а л ь н о д о п у с ти м ы е к о н ц е н т р а ц и и . более легких элементов (продуктов деления), большинство из ко­ торых радиоактивны.• В процессе последующей реакции образуются атомы более тяжелых элементов по сравнению с ураном (транс­ урановые элементы, включающие плутоний, америций и кюрий), которые также радиоактивны и имеют особое значение в атомной энергетике. Количества образующихся трансурановых элементов показаны в табл. 3. При нормальной работе продукты ядерной реакции остаются внутри покрытий топливных, элементов. Исполь­ зованные топливные элементы, выгруженные из реакторов, хра­ нятся в хорошо защищенных местах; в течение некоторого времени 25 to . Таблица 3. Количество трансурановы х элементов в топливном цикле яд ерного реактора м ощ ностью 1000 М Вт(эл) 05 за год работы при 80% нагрузке [2 2 ]. П р о ц есс Э лем ент У рановы й р еа к то р с водяны м о х л аж д ен и ем П лутониево -уран овы й р еа к то р с водяны м о хл аж ден и ем Р е а к то р -р а зм н о ж и те л ь на бы стры х ней трон ах кг/г К и / г к г / г К и / г кг/г К и / г Обработка топлива Плутоний 245а 1 ,06-105 (а) , з . ы о » (Р) 1 5736 6 ,7 8 - Ю5 (а) 3 ,1 .1 0 ’ (Р) 1 970в 4,49-105 (а ) 1 ,3 -1 0 ’ (р) Америций 4 ,3 9 6 ,3 6 - 103 (а) 1 ,1 0 -102 (Р) 7 5 ,7 1,126-105. (а) 2,65-10» (Р) 17 ,8 3 ,82-10* (а) 1,869-10» (Р) Кюрий 0,926 3 ,80-105 (а) 9 ,7 3 3 ,6 5 - 10е (а) 0 ,676 1,12-10* (а) Работа реактора Делящийся плутоний 172 — (— 304) г — 132 — Изготовление топливных эле­ ментов Плутоний 0 1958 " 1757 а 1,8% Р и -238 , 59,3% Р и-239 . 24% Р и -240 , 11,1% Р и-241, 3,8% Р и-242. 6 1,9% Р и-238 , 34,2% Р и-239 , 31,4% Р и -240 , 18,5% Р и-241, 13,9% Ри-242. * 0,77% Р и -238 , 66,9% Р и-239 , 22,4% Р и-240 , 6,1% Р и-241 , 3,8% Р и-242 . г Т р е б у е м а я д о б а в к а т о п л и в а о т у р а н о в о го р е а к т о р а с о х л а ж д е н и е м . их охлаждают, пока радиоактивность облученного топлива замет­ но не снизится в результате естественного радиоактивного распада. 3.5 Регенерация топлива Если отходы и плутоний требуется отделить от неиспользован­ ного топлива, то по прошествии нескольких месяцев использован­ ное топливо, содержащее указанные материалы, перевозят в мас­ сивных контейнерах с толстыми стенками на специальные заводы по регенерации топлива. Здесь топливо разлагают с превращением в кислотный раствор, который подвергают химической обработке с целью разделения его на несколько потоков. Один поток содер­ жит неиспользованный уран, который восстанавливают для полу­ чения новых топливных элементов. Другой поток содержит боль­ шое количество плутония, который хранят для будущего исполь­ зования в реакторах на быстрых нейтронах или для повторного использования в реакторах на тепловых нейтронах. Третий поток содержит продукты деления и большинство остальных трансура­ новых элементов; эти отходы высокорадиоактивны. Процесс хими­ ческого разделения осуществляется на специально оборудованных заводах, где обеспечена безопасная обработка высокорадиоактив­ ных материалов. 3.6 Обработка отходов Как и во всех производственных процессах, включающих по­ лучение энергии разными методами, на различных стадиях топлив­ ного цикла образуются разнообразные отходы. Национальные и международные организации, занимающиеся проблемами охраны здоровья населения, разработали специальные рекомендации и ввели ряд новых методов обработки этих отходов [23], которые обеспечивают достаточную безопасность для населения и лиц, ра : ботающих на предприятиях атомной энергетики. Различные типы отходов производства, а также современные и будущие методы их обработки более детально обсуждаются в разделе 5 этого отчета’. 3.7 Транспортировка Увеличивающаяся географическая удаленность и разбросан­ ность установок для осуществления различных процессов топлив­ ного цикла требуют все возрастающего количества транспортных операций, связанных с перевозкой радиоактивных материалов. Транспортировка необработанных топливных материалов и только что изготовленных топливных комплектов не влечет за собой зна­ чительной радиационной опасности, тогда как транспортировка 27 Таёлица 4. М аксим ально допустим ы е гоДббЫё дозы проф ессионального облучения, принятые МКРЗ [31] О блучаем ы й о р ган Д о за(бэры) В се тело ) Костный мозг ) 5 Половые железы ) Кожные покровы и кости ) Щитовидная железа ) Кисти рук и предплечья ) 75Ступни и лодыжки ) Другие органы ) 15 П рим ечание. Д л я о тд е л ь н ы х п р е д с т а в и т е л е й н а с е ­ л е н и я со о т в е тс т в у ю щ и е п о к а з а т е л и в 10 р а з н и ж е (за и ск л ю ч ен и е м п о к а з а т е л я о б л у ч е н и я щ и то в и д н о й ж е л е з ы д л я д е т е й д о 16-л етн его в о з р а с т а , к о т о р ы й п р и н ят р а в н ы м 1,5 б э р /г ) , а д л я гру п п о б л у ч а е м о го н а с е л е н и я — в 30 р а з н и ж е , чем п ри п р о ф е с с и о н а л ь н о м о б л у ч е н и и . облученного топлива и расщепленных продуктов ядерной реакции создает большую вероятность аварий, при которых возникает угроза облучения рабочих или населения (см. раздел 7). Террито­ риальное приближение атомных электростанций к заводам по про­ изводству и переработке топлива уменьшит, но не исключит транс­ портные операции. 4. ПРАВИЛА ПО ОХРАНЕ ЗДО РО ВЬЯ И ОБЕСПЕЧЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ НА РАЗЛИЧНЫ Х ЭТАПАХ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА Во всех странах, использующих или планирующих использова­ ние атомной энергии, разработаны подробные положения, своды правил и практические инструкции для обеспечения безопасности рабочих и всего населения. Различные международные организации, в частности Между­ народная комиссия по защите от радиоактивного излучения (М КРЗ), разработала рекомендации по стандартам охраны здо­ ровья (например, [24]), которые используются в качестве основы при выработке национальных правил применительно к условиям страны или к местным условиям. Эти рекомендации, примеры ко­ торых показаны в табл. 4 и 5, основаны на данных широких меж­ дународных исследований по изучению влияния радиации на чело­ века, процессы метаболизма, а также по изучению рассеивания и (или) концентрирования радиоактивных веществ в воздухе, воде и цепях питания. Научные обоснования этих и других связанных с радиацией рекомендаций постоянно проверяются и пересматри­ ваются такими международными организациями, как МКРЗ, -На- 28 Таблица 5. Н екоторые изотопы, связанные с ядерны м топливны м циклом, которы е м огут оказывать влияние на о кр уж а ю щ ую среду, периоды их полу­ распада и принятые МКРЗ допустим ы е пределы их концентраций П р ед ел ь н о допустим ы е ко н ц ен тр ац и и д л я р аб о ч и х , п о д в ер га ю щ и х ся воздей ствию рад и ац и и в течение 4 0 ч в нед ел ю 3 И зо го п П ер и о д no* л у р а с п а д а м к К и / см 8 в в о здухе раствори м ы й м ат ер и ал ^ н ерастворим ы й м атер и ал м к К и /с м 8 в воде н - з 12,5 года 8 - 10“ 6 (в виде водяных паров) з - к г 3 (в виде газа) М О - 1 ' в С-14 5 ,7 - 103 лет 4 - К Г 6 Ы 0 ~ 7 2 - 10- 2 Аг-41 1,8 ч --- 2 - 10~ 6 В Кг-85 10,8 года ' ---. 1 -10“ 5 __ в Sr-90 27 ,7 года М 0 ~ 9 5 - 1 0 - 9 1-10 5 Zr-95 65 ,5 дня М О - 7 3 - 1 0 ~ 8 2-10“ 3 Nb-95 35,0 дня сл О 1 1 • 10“ 7 3 - 1 0 ~ 3 Ru-106 368 дней 8-10“ 8 6 - ю - 9 4 - 10—4 1-129 1.7-.107 лет 2 - 1 0 ~ 9 7 - 10—8 М О - 5 1-131 8,1 дня 9 - 1 0 ~ 9 з - ю - 7 6 - 10—5 Xe-133 5,3 дня - М О - 5 — Cs-137 30,0 года 6 - 10- 8 М О - 8 4 - 10- 4 Np-237 2 ,1 -10е лет 4 - 1 0 ~ 12 М О - 1 0 9 - 10—5 Pu-239 2 ,4 - 104 лет 2 - Ю- 1 2 4 . 1 0 - “ М О - 4 Am-241 458 лет 6 - И Г 12 1-.10- 10 М О - 4 Cm -242 163 дня М О - 1 0 2 - 10—10 7-1Q—4 а П р и у к а з а н н ы х н и ж е п р е д е л ь н ы х к о н ц е н т р а ц и я х с о о т в е тст в у ю щ и е м а к с и м а л ь н о д о п у с ти м ы е го д о в ы е д о зы о б л у ч е н и я н е д о л ж н ы б ы ть п р ев ы ш ен ы . Д л я о тд е л ь н ы х п р е д ­ с т а в и т е л е й н а с е л е н и я у с т а н о в л е н н ы е п р е д е л ь н ы е к о н ц е н т р а ц и и в сех р а д и о и зо т о п о в , з а и с ­ к л ю ч ен и ем й о д а , в 10 р а з м ен ь ш е (д л я й о д а п р е д е л ь н а я к о н ц е н т р а ц и я в 20 р а з м е н ь ш е ). Е сл и н а с е л е н и е п о д в е р га е т с я о б л у ч е н и ю 168 ч в н е д е л ю , п р е д е л ь н ы е к о н ц е н т р а ц и и всех р а д и о и зо т о п о в д о л ж н ы б ы ть сн и ж е н ы е щ е в 3 р а з а . б С о е д и н е н и я и зото п о в , р а с т в о р и м ы е в ж и д к о с т я х о р г а н и зм а . в П р е д е л ь н а я к о н ц е н т р а ц и я о п р е д е л я е т с я в н еш н ей р а д и а ц и е й о т г а з а , н а х о д я щ е г о с я в ат м о с ф е р н о м в о зд у х е . учный комитет ООН по действию атомной радиации (НКДАРООН) и МАГАТЭ (Международное агентство по атомной энергии). Про­ должающееся международное сотрудничество по защите от радиа­ ции имеет исключительно большое значение, так как распростра­ нение некоторых материалов, высвобождающихся из ядерных уста­ новок, повышает уровень радиоактивности в общемировом мас­ штабе. Среди других важных международных акций, касающихся охраны здоровья населения, следует назвать договор о нераспро­ странении ядерного оружия, который затрагивает вопросы мирного использования атомной энергии, а также заключение в Лондоне и Осло конвенции о захоронении отходов с низким уровнем радио- 29 Iактивности в Мировом океане. Важные материалы, относящиеся к этим вопросам, представлены в ряде публикаций МАГАТЭ [25, 26, 27, 28, 29, 30]. В большинстве стран разработка и введение в действие под­ робных правил, касающихся радиационного излучения, а также осуществление контроля за уровнем облучения входят в обязан­ ности государственных учреждений по защите от радиации или специальных организаций по контролю за выбросами радиоактив­ ных веществ. Основным принципом, из которого исходят при составлении свода правил по защите от радиации, является рекомендация М КРЗ о том, чтобы радиоактивное облучение поддерживалось на минимальном уровне; при этом необходимо учитывать экономиче­ ские и социальные факторы [32]. В атомной энергетике следует рассматривать все стадии ядерного топливного цикла. Для отдель­ ных представителей населения прямое измерение радиоактивного облучения не практикуется; защита должна основываться на эф­ фективном контроле за уровнем радиации в месте выброса радио­ активных веществ. При выбросе радиоактивных материалов с пе­ риодом полураспада в несколько дней или более эти материалы могут распространяться на большие расстояния в воздухе и воде. Поэтому при разработке правил и оценке допустимых доз необхо­ димо учитывать общие количества радиоактивных веществ, воз­ действующие на население отдельных стран, регионов и всего мира. Во многих случаях своды правил составляются с учетом будущего увеличения масштабов использования атомной энергии. К ядерным установкам применимы в основном правила, ка­ сающиеся сооружения обычных промышленных объектов (разре­ шения на размещение и сооружение ядерных установок, на сброс жидких отходов, специальные правила для расчета котлов и т. д.). Разрешения на сооружение и эксплуатацию ядерных установок выдаются только правительственными учреждениями. Таким об­ разом, за производством атомной энергии правительства осущест- ляют более прямой контроль, чем за многими другими промыш­ ленными производствами. В отношении размещения ядерных уста­ новок существуют специальные правила и практические ограниче­ ния, связанные, например, с нагревом охлаждающей воды, сейсми­ ческой активностью и особенностями распределения местного на­ селения; кроме того, предусматривается участие населения в про­ цессе принятия решений по поводу размещения ядерных установок. Рабочая группа пришла к общему мнению, что наряду с обыч­ ными формами внутреннего контроля за производством атомной энергии следует продолжить и по возможности расширить практи­ ку независимого контроля со стороны правительственных органи­ заций. Рабочая группа подчеркнула большое значение разносторон­ ней подготовки квалифицированного персонала для обслуживания ядерных установок. Как и в некоторых других отраслях промыш­ 30 J ленности, важными критериями при выборе персонала должны быть психическое здоровье и технические способности [33]. Группа отметила также важность эффективной подготовки персонала для государственных агентств по контролю за радиацией. 5. ПРОБЛЕМЫ УДАЛЕНИЯ И ХРАНЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ В общем существует только два приемлемых пути решения проблемы различного рода отходов, если они не могут быть раз­ рушены или если их переработка оказывается экономически неце­ лесообразной: их либо хранят в каком-то изолированном месте с соблюдением правил безопасности, либо удаляют. В последнем случае существенную роль играют физические барьеры и природ­ ные процессы, например процессы разжижения и химические изме­ нения, которые могут способствовать уменьшению их влияния на окружающую среду до приемлемого уровня. В случае радиоактив­ ных отходов применяются оба способа, т. е. и хранение, и удале­ ние. Необходимо четко дифференцировать понятия «хранение» и «удаление». Хранение предполагает осуществление контроля за материалами, изолированными от человека и других форм жизни, но при таких условиях, которые делают возможным их использо­ вание в любой нужный момент. Удаление означает, с одной сторо­ ны, выброс материалов (под контролем в случае радиоактивных отходов) без намерения их использовать в дальнейшем; это может быть достигнуто либо путем их рассеивания в атмосфере, морской или пресной воде, либо путем их изолирования от биосферы. С дру­ гой стороны, радиоактивный расход в процессе хранения может настолько снизить токсичность материалов, что особой формой удаления становится их иммобилизация в месте хранения. Кроме того, в некоторых случаях приемлемым способом удаления отхо­ дов может оказаться их длительная изоляция с последующим медленным рассеиванием, когда уровень радиоактивности этих от­ ходов уже значительно снизился. Хранение всегда предполагает осуществление постоянного контроля за отходами, тогда как для процессов удаления необходимость в таком контроле гораздо более ограничена. Если облученное топливо подлежит регенерации, то отходами в конечном счете оказываются какие-то нежелательные компонен­ ты и металлические покрытия топливных элементов. Если же топ­ ливо не предназначается для регенерации, то отходами являются все или большая часть компонентов облученного топливного эле­ мента, с которыми следует обращаться, соблюдая все необходимые правила безопасности. Классификация радиоактивных отходов зависит от ряда факто­ ров, к которым относятся тип радиации, ее активность на единицу массы (удельная активность) и токсичность соответствующих изо- 31 Таблица 6. Количество ж ид ких отходов, образую щ ихся при работе реактора, охлаж даем ого водой под давлением (PW R), м ощ ностью 1000 МВт(эл) в течение года (личное сообщ ение д -ра P. D e jonghe), Х а р а к т е р и с т и к а отх о д о в Годовой о б ъ е м (м 3) н е о б р а б о та н н ы х о т ­ х од о в Г одовой о б ъ е м (м 3) о б р а б о т а н н ы х о т ­ х од ов к а тего р и я р ад и о ­ ак ти в н ость (К и /м 3) ради оакти в­ н ое з а г р я з - нениеа раб ота р е а к т о ­ р а р еге н е­ р ац и я топ л и - ва® работа р е а к то ­ р а р еге н е ­ раци я то п л и - ва® Очень 1 (Г 5— П Д + ПА 7000 ОТ 4 низкая — 10- 2 ДО 8 Низкая . < 1 П Д + ТУ 4000 2000 20 20 Средняя < 1 0 0 0 П Д + ТУ — 45 ..— . 45 Высокая > 1 0 0 0 П Д + ТУ 40 4 а П Д — см ес ь п р о д у к т о в д е л е н и я , П А — п р о д у к ты а к т и в а ц и и , Т У — т р а н с у р а н о в ы е э л е м ен т ы . б Д а н н ы е по р е ге н е р а ц и и т о п л и в а п о л у ч е н ы п у тем о ц ен ки к о л и ч е с т в а о тх о д о в , обра-. зу ю щ и х с я п ри р а б о т е з а в о д а по р е ге н е р а ц и и т о п л и в а , р а с с ч и т а н н о г о н а п е р е р а б о т к у от 500 д о 1000 т у р а н а в го д , ч т о со о т в е т с т в у е т п о т р е б н о с т я м 15—30 р е а к т о р о в P W R , в ы р а б аты в аю » , щ и х 1000 М В т ( э л ) .г к а ж д ы й . В зн а ч и т е л ь н о й м ер е э ти п о к а з а т е л и з а в и с я т о т п р оц ессов х и м и ч еск о го р а з д е л е н и я и п е р е р а б о т к и о тх о д о в . Таблица 7. Сум м арные показатели выброса радиоактивных материалов в атмо^ сф еру для реакторов разного типа [39] Р еак то р к р и п т о н -85 П о к а за т е л ь вы броса в К и на 1 0 0 0 М В т ( э л ) - г й о д -129 тритий у г л е р о д -14 ; за в о д по р еге н ер ац и и то п л и ва за в о д по регенерац ии топ лива реакто р заво д по р еген е­ р ац и и топ лива р еактор заво д по р еге н е ­ раци и то п л и ва PWR 3 -1 0 5 1 0 ~ 2 12 5 - 103 6 1 ,5 BWR 3 -1 0 5 1 0 ~ 2 20— 100 5-103 15 1 ,5 Магнокс З . ю 5 10- 2 — 5 1 0 3 6 6 HWR 3 -1 0 5 10“ 2 -2 - 1 0 * 5-10® 10 1,5 топов, включая период их полураспада. Определения некоторых из этих факторов приведены в докладе МАГАТЭ [34]. Для удоб­ ства активность отходов в данном отчете определяется как «высо­ кая», «средняя» и «низкая», хотя эти определения, безусловно, не дают точной оценки уровня радиоактивности. Количества образую­ щихся отходов зависят от типа реактора, его конструкции, условий эксплуатации, месторасположения, а также от последующей обра­ ботки топлива (табл. 6 и 7). Подобное описание процессов пере­ работки и удаления отходов, которые зависят-от природы материа­ лов и уровня их радиоактивности, приведено во многих публика­ циях [например 35, 36, 37, 38]. ;; _ .'32 5.1 Высокоактивные отходы при регенерации топлива Почти все жидкие отходы с высоким уровнем радиоактивности образуются при регенерации ядерного топлива. Жидкие концент­ раты с заводов по регенерации топлива, остающиеся после восста­ новления урана и плутония, содержат около 99,9% активности всех оставшихся продуктов деления. Эти жидкие отходы с очень высокой удельной радиоактивностью содержат также небольшие количества невосстановленных урана и плутония, а также других радиоактивных трансурановых элементов (в частности, америция и кюрия), которые образуются в процессе облучения в реакторе. Из-за высокой токсичности некоторых долгоживущих радиоактив­ ных компонентов эти отходы должны быть на длительное время изолированы от биосферы. При выделении из отходов урана и плу­ тония почти вся радиоактивность отходов связана с содержанием в них продуктов деления. Хотя вначале активность отходов доволь­ но быстро снижается вследствие распада короткоживущих радио­ активных изотопов, но из-за более долгоживущих продуктов де­ ления, таких, как стронций-90 и цезий-137 (периоды полураспада которых составляют около 30 лет), они должны быть изолированы на несколько сотен лет. К тому времени токсичность отходов должна снизиться более чем в миллион раз. Некоторые из содер­ жащихся в отходах высокотоксичных радиоизотопов трансурано­ вых элементов имеют период полураспада, исчисляемый тысячеле­ тиями, поэтому через несколько сотен лет они будут представлять наиболее серьезную опасность (рис. 3). Активность продуктов деления высокоактивных жидких отхо­ дов (около 109Ки на 1000 МВт(эл) -г выработанной энергии после 1 месяца хранения) в основном не зависит от типа реактора, а степень возможной концентрации и, следовательно, окончательный объем жидких отходов зависят от применяемых химических про­ цессов восстановления. При этом объем на единицу произведенной энергии всегда очень мал по сравнению с объемом менее токсич­ ных отходов от производства энергии на ископаемом топливе. В качестве примера можно указать, что общий объем высокоак­ тивных жидких отходов, образовавшихся при осуществлении Бри­ танской программы по производству атомной энергии, начатой в 1955 г., составил менее 700 м3 [40]. К концу столетия это количест­ во может возрасти самое большее до 6000 м3 и будет содержать 1010 Ки продуктов деления и 108Ки трансурановых элементов. В настоящее время указанные отходы хранятся в специально скон­ струированных охлаждаемых стальных баках с герметизацией. В более современных баках из нержавеющей стали с усиленной герметизацией контрольно-измерительные приборы быстро обна­ руживают любую утечку; для таких случаев предусмотрены ре­ зервные баки. Опыт использования баков современной конструк­ ции показал, что данный метод хранения обеспечивает безопас­ ность на многие десятилетия. 3 — 1241 33 В о з р а с т о т х о д о в (годы ) Рис. 3. Относительная радиотоксичность компонентов высокорадиоактивных отходов и встречающейся в природе радиоактивной урановой смолки. Условия: топливо для реакторов, охлаж даем ы х водой под давлением, урановый топливный цикл, 1% плутония в отходах, 15% отходов, переведенных в твердое состояние (стекловидная ф орма), типичная токсичность урановой смолки, отнесенная к еди­ нице массы [41, 42]. Любая система хранения требует контроля, но если жидкости перевести в твердое .состояние, то степень и значение этого конт­ роля должны уменьшиться, при этом хранение отходов станет даже еще более безопасным. В некоторых странах программы та­ кого рода осуществляются уже давно, при этом предпочтение отдается стекловидным формам, обладающим высокой сопротив­ ляемостью к водному выщелачиванию, химическим реакциям и высоким уровням радиоактивности. Разрабатываются планы по> 34 хранению этих стекловидных блоков в стальных контейнерах, содержащихся в строго контролируемых условиях с охлаждением. Производство 1000 М В т(эл)-г электроэнергии на атомных элект­ ростанциях должно привести к образованию от 1 до 4 м3 высоко­ активных отходов, абсорбированных глинами, стеклом или мате­ риалами, образующими керамику, с последующим спеканием, в зависимости от времени их распада и химического состава. Уже сообщалось [43, 44], что по программе развития производства атомной энергии, согласно которой установленная мощность к концу века должна достигнуть 100 000 М Вт(эл), будет произведе­ но около 3000 м3 абсорбированных радиоактивных отходов, кото­ рые можно будет хранить в водных бассейнах, занимающих пло­ щадь менее 10 000 м2. Рабочая группа признала важность разра­ ботки и испытания процессов по преобразованию жидких отходов в твердые. Не существует никаких технических причин, которые бы пре­ пятствовали неограниченному применению указанных выше спо­ собов контролируемого хранения, обеспечивающих достаточную безопасность. Д аж е при этом в некоторых странах разрабатыва­ ются методы по удалению отходов в среду, полностью изолиро­ ванную от человека так, чтобы исключить необходимость в посто­ янном контроле. Проводимые в этом направлении исследования включают изучение возможностей захоронения отходов в глубоких геологических формациях, таких, как соляные купола, глиняные или твердые породы, и даже в Мировом океане [44а]. В Европе Ко­ миссия европейских сообществ координирует широкую программу исследований в этой области [45]. Для иллюстрации радиотоксичность абсорбированных высоко­ активных отходов можно сравнить с токсичностью природных ра­ диоактивных материалов. Такое сравнение представлено на рис. 3;, где показана относительная радиотоксичность продуктов деления и трансурановых элементов в стекломассе и встречающейся в при­ роде урановой смолке. Во всех случаях токсичность оценивается на основе данных М КРЗ и в соответствии с рекомендациями М К РЗ в отношении максимально допустимых концентраций ра­ диоактивных изотопов в питьевой воде. Следует отметить, что че­ рез 1000—3000 лет токсичность отходов станет (в перерасчете на граммы) меньше, чем токсичность природных радиоактивных ма­ териалов. При выборе места для захоронения отходов необходимо учи­ тывать геологическую стабильность; в этой связи следует отметить недавно сделанное открытие, что примерно 2 млрд. лет назад в районе урановой шахты в Окло в Габоне (Западная Африка) из-за высокой концентрации урана образовалось несколько природных «реакторов», которые действовали около миллиона лет [46]. Полу­ чение данных о рассеивании на большие расстояния многих тонн продуктов деления и трансурановых элементов, образованных эти­ ми природными реакторами, говорит о большом значении геохими­ 3* 35 ческих Исследований. Те элементы, которые в соответствии с их ■химическими и физическими свойствами должны были остаться на месте, остались, а те, которые должны были перемещаться, пере­ мещались. Имеются доказательства того, что плутоний-239 не миг­ рировал за время жизни, хотя условия изоляции были, конечно, менее благоприятными, чем те, которые ожидаются в специальных тщательно подобранных местах захоронения отходов. Был сделан еще ряд несколько необычных предложений в от­ ношении удаления отходов, таких, как сжигание отходов в ракетах в космическом пространстве или захоронение их в полярных льдах [47]. В принципе наиболее долгоживущие компоненты отходов можно преобразовывать в более короткоживущие или стабильные. Если бы удалось отделить небольшие количества трансурановых элементов, связанных с продуктами деления, и использовать их в качестве топлива для реакторов, то они, возможно, превратились бы в более короткоживущие или стабильные продукты деления (ядерное сжигание) [48]. После 30 лет нейтронного облучения 99,9% трансурановых элементов должны превратиться в продукты деления. Такой подход теоретически возможен, но разработка но­ вой специализированной технологии является длительной процеду­ рой и требует больших материальных затрат. В настоящее время в ряде стран проводится совместное исследование по изучению процессов, связанных с указанной технологией, однако нет никакой гарантии того, что их применение даст преимущества с точки зрения охраны окружающей среды по сравнению с удалением отходов без разделения; более того, введение в строй новых заводов с новыми технологическими процессами неизбежно приведет к повышению общего уровня профессионального облучения. Хотя ядерное сжи­ гание может обеспечить удаление из отходов значительного коли­ чества долгоживущих радиоактивных компонентов, данный метод не является эффективным и не может рассматриваться как альтер­ натива другим методам удаления отходов, уже описанным выше. Рабочая группа пришла к выводу, что имеется ряд альтерна­ тивных методов для безопасного удаления отходов с высоким уровнем радиоактивности и что при этом не возникает неразре­ шимых технических проблем. Однако для того чтобы определить, какой из этих вариантов оптимальный, необходимо осуществление широких исследовательских программ. Такие программы, а так­ же наметившиеся тенденции к международным совместным иссле­ дованиям следует всячески поощрять. Хотя для планирования дальнейшего развития производства атомной энергии потребуется проверить и подтвердить пригодность и безопасность какого-то одного способа удаления отходов,* Рабочая группа пришла к вы­ воду, что отсутствие в настоящее время срочной необходимости в выборе метода и его введении в практику дает возможность про­ вести тщательное сравнительное изучение для оценки различных вариантов. Следует отказаться от принятия быстрых и необрати- ЗБ мых решений, которые могут оказаться преждевременными и недостаточно обоснованными. Итак, опыт показал, что современные методы хранения жид­ ких отходов являются достаточно безопасными; достигнуты значи­ тельные успехи в разработке технологических процессов по пре­ вращению этих отходов в твердые; проводится детальное изучение альтернативных методов, приемлемых с технической и экономиче­ ской точки зрения для окончательного удаления отходов. 5.2 Другие твердые отходы с высоким уровнем радиоактивности Значительная часть высокорадиоактивных отходов в атомной энергетике состоит из радиоактивных металлических опилок или покрытий, освобожденных от облученных топливных элементов перед их регенерацией, и высокорадиоактивных конструктивных элементов из активной зоны реактора. В настоящее время такие или другие высокоактивные отходы хранятся в хорошо экраниро­ ванных контейнерах. При конструировании этих контейнеров сле­ дует предусмотреть возможность извлечения, из них отходов для окончательного удаления. Главным источником отходов, содержа­ щих долгоживущие радиоактивные компоненты, являются неболь-' шие количества облученного топлива, прилипшего к металлу. Осо­ бую проблему представляют отходы от регенерации топлива, до­ пускающего высокую степень выгорания, например из реакторов на быстрых нейтронах, из-за присутствия в них плутония и других трансурановых элементов. Отходы, предназначенные для длитель­ ного хранения или удаления, должны подвергаться специальной очистке с целью уменьшения содержания в них плутония. 5.3 Твердые отходы со средним и низким уровнем радиоактивности На производствах, являющихся основными потребителями радиоактивных материалов, образуются разнообразные твердые отходы со средним и низким уровнем радиоактивности. На атом­ ных электростанциях в результате обработки сточных вод и ох­ лаждающей воды в бассейнах образуются радиоактивные ионооб­ менные смолы и шлам. Выбор способа хранения или удаления отходов данной категории определяется уровнем их радиоактив­ ности; в настоящее время некоторые из таких отходов хранят в условиях, обеспечивающих возможность их последующего извле­ чения, некоторые закапывают в контролируемых зонах, а некото­ рые замуровывают в цемент или бетон и опускают на дно океана [49, 50, 51, 52]. 37; Такие захоронения делаются уже с 1967 г. на севере Атлан­ тического океана рядом европейских стран под наблюдением АЯЭ/ОЭСР. Все, что касается количеств отходов, их упаковки, мест захоронения, мер предосторожности во время транспортиров­ ки и т. п., подлежит строгому контролю, при этом все операции осуществляются в соответствии с Лондонской конвенцией 1972 г. (Межправительственная конференция по захоронению радиоактив* ных отходов в море), которая установила необходимость получе­ ния специальных разрешений на захоронения от национальных органов власти и по которой запрещается захоронение отходов с высоким уровнем радиоактивности. После подписания этой Кон­ венции МАГАТЭ было предложено определить верхний предел радиоактивности отходов для захоронения. Согласно определению, принятому МАГАТЭ в настоящее время [53], которое должно пе­ риодически пересматриваться, отходы следует классифицировать в зависимости от типа радиации и концентрации содержащихся в них радиоактивных веществ, выражаемой в виде соотношения активности и массы, при этом верхний предел принят равным 100 ООО т/год на любом участке. Хотя Рабочая группа понимает озабоченность населения по поводу возможных отдаленных последствий захоронения радиоак­ тивных отходов в океанах, тем не менее она признала, что совре­ менные количества подлежащих захоронению материалов состав­ ляют лишь незначительную часть того общего количества, которое допускается в соответствии с рекомендациями МАГАТЭ, и в 107 раз меньше тех количеств, которые, согласно модели, разработан­ ной ААЭ/ОЭСР [54], приведут к превышению максимально допус­ тимых уровней облучения, принятых МКРЗ'. Рабочая группа при­ знала необходимость продолжения исследований в отношении ме-. тодов удаления отходов и призвала ВОЗ и МАГАТЭ ускорить принятие странами-членами соответствующих рекомендаций МАГАТЭ, что было специально отмечено в Заключительном акте Лондонской конвенции [55]. 5.4 Жидкие отходы со средним и низким уровнем радиоактивности Большие количества жидких отходов со средним и низким уровнем радиоактивности образуются при работе атомных элект­ ростанций, заводов по регенерации топлива, а также в результате применения радиоактивных материалов в медицине, лабораторных исследованиях и в промышленности. В атомной энергетике эти отходы при необходимости подвергаются специальной обработке для снижения количества содержащихся в них радиоактивных ма­ териалов до уровня, при котором обеспечивается их безопасный сброс в окружающую среду. Однако при такой обработке могут образовываться различные формы твердых отходов,, подлежащих 38 хранению. Количества жидких отходов с низкой радиоактивностью, которые разрешается сбрасывать в окружающую среду, опреде­ ляются государственными органами контроля на основе междуна­ родных рекомендаций с таким расчетом, чтобы влияние радиоак­ тивности на население поддерживалось на уровне, гораздо ниже того, который допускается стандартами охраны здоровья. Например, воздействие сброса жидких отходов на человека и окружающую гидросферу зависит от количества и природы сбра­ сываемых материалов, а также от условий сброса, в особенности от содержания радиоактивных изотопов и степени их начального и конечного растворения в воде. В связи с этим Рабочая группа лодчеркнула, что гораздо большее внимание должно уделяться выявлению и изучению вероятных путей воздействия радиоактив­ ности на человека, в частности через цепи питания, чем возмож­ ному (и, по-видимому, временному) воздействию на водные орга­ низмы. До выброса в окружающую среду больших количеств радио­ активных отходов важно установить пути воздействия радиоак­ тивности на человека, связанные с биологической аккумуляцией и (или) внешней радиацией. Во время и после удаления отходов необходимо осуществлять тщательный контроль и публиковать данные, касающиеся облучения населения. Группа пришла к вы­ воду, что осуществляемые в настоящее время и прогнозируемые сбросы радиоактивных отходов в море могут лишь незначительно повысить общий уровень радиоактивности в природе (250 Ки/км3, в .основном за счет калия-40) и что имеющиеся многочисленные данные позволяют считать, что эти сбросы не создадут угрозы для здоровья человека [56]. Тем не менее для обеспечения большей безопасности необходим непрерывный контроль за путями воздей­ ствия радиоактивности на человека и ее накопления в водных организмах. По мере развития атомной энергетики будет требоваться более высокий уровень очистки некоторых жидких; отходов, так чтобы уровень облучения оставался низким (раздел 8). Рабочая группа признала, что для достижения этой цели потребуются дальнейшие разработки в данном направлении. Сброс радиоактивных отходов в гидросферу подробно рассмат­ ривался в других публикациях [50, 51, 57]. 5.5 Выбросы в атмосферу Выбросы из реакторов в атмосферу могут содержать аргон-41 [образующийся в результате облучения воздуха), криптон-85 (продукт деления), ксенон-133 и изотопы йода, а также углерод-14, образующийся в результате облучения материалов в реакторе. Са­ мые летучие соединения, остающиеся в топливе после его регене­ рации на заводах, из которых наиболее важными являются крип­ 39 тон-85 и тритий, желательно удалять в процессе разложения топ­ лива. Радиоактивные изотопы, которые могут оказывать вредное воздействие на здоровье, удаляются полностью или их количество уменьшают с помощью современной технологии до приемлемого уровня. В связи с выбросом в атмосферу некоторых радиоактив­ ных изотопов с большим периодом полураспада и возможностью их переноса на большие расстояния возникает необходимость из­ мерения общего (совокупного) воздействия радиоактивности как на все население земного шара в целом, так и на различные груп­ пы населения и на отдельных лиц. Для того чтобы меры по умень­ шению воздействия выбрасываемых в атмосферу радиоактивных изотопов были эффективными, необходимы специальные междуна­ родные соглашения. В атомной энергетике наибольшее значение имеют выбросьц содержащие тритий, углерод-14, криптон-85 и йод-129. Тритий (период полураспада 12,2 года) может образовываться естественным путем в атмосфере при воздействии космических лучей на азот и кислород. Скорость его образования составляет 1,6 -106 Ки/год, при этом общее его количество в природе равно 2.8-107 Кн. Примерно 90% природного трития содержится в гид­ росфере, 10% — в стратосфере и 0,1% — в тропосфере [1]. В реак­ торах тритий может образовываться несколькими путями, напри­ мер посредством активации нейтронами составных элементов лег­ кой или тяжелой воды либо в результате деления. Общие количе­ ства трития, образующиеся в реакторах с газовым охлаждением и на легкой воде, составляют около 2-104 Ки на 1000 М Вт(эл)-г, а в реакторах на тяжелой воде — около 5-105 Ки на 1000 М В т(эл )-г [58, 39]. Его количество и распределение по различным потокам отходов зависят также от типа реактора, материала по­ крытий и качества топлива [39]. При сбросе в море воздействие ра­ диоактивности на население, по-видимому, должно быть меньше, чем при выбросе в атмосферу. В дальнейшем предполагается раз­ работка специальных методов, которые позволят предотвратить попадание трития в потоки отходов, а также способов его безопас­ ного хранения или удаления. Углерод-14 (период полураспада 5730 лет) непрерывно обра­ зуется в верхних слоях атмосферы со скоростью около 3-104Ки/г в результате бомбардировки космическими лучами; его общее ко­ личество в атмосфере постоянно поддерживается, на уровне 2 .8-108 Кн. Организм человека содержит около 10-9 Ки. Небольшие количества углерода-14 образуются в реакторах в результате реак­ ции нейтронов с атомами углерода, азота и кислорода, содержа­ щихся в топливе, охладителе и замедлителе. Скорость образования углерода-14 варьирует в зависимости от типа реактора; в реакто­ рах с графитовым замедлителем и газовым охлаждением количе­ ство образующегося изотопа больше, чем в реакторах на легкой воде и на быстрых нейтронах, где скорость образования варьирует от 10 до 50 Ки на 1000 МВт(эл) - г [59, 6]. Относительная доля 40 углерода-14, образующегося при работе реакторов и на заводах по регенерации топлива, также зависит от типа реактора [39]. Рабочая группа отметила, что в настоящее время разрабатывает­ ся специальная технология для уменьшения содержания углеро­ да-14 в отходах, которая будет вполне доступной. На заводах по регенерации топлива наибольшее значение из радиоактивных элементов, выбрасываемых в атмосферу, имеет газ криптон-85 (период полураспада 10,8 года), продукт деления, который выбрасывается в атмосферу в процессе разложения облу­ ченного топлива. В реакторе мощностью 1000 МВт(эл) за год работы образуется около 3-105 Ки криптона [58, 39]. Согласно оценкам [60], к концу этого столетия общее содержание криптона- 85 в атмосфере превысит 109 Ки, что приближается к 1% от обще­ го природного фонового излучения; эта доза достаточно велика, чтобы оказывать влияние на генетические механизмы. В настоя­ щее время разрбатываются средства для удаления и безопасного хранения криптона-85, которые могут оказываться необходимыми в будущем. Из изотопов йода более короткоживущий продукт деления йод-131 (период полураспада 8 дней) в значительной степени рас­ падается до регенерации топлива, тогда как йод-129, образующий­ ся в гораздо меньших количествах (около 1 Ки/г в реакторе мощно­ стью 1000 МВт(эл) [39] имеет период полураспада 16 млн. лет. По мнению специалистов, занимающихся проблемами радиологи­ ческой защиты, с точки зрения охраны здоровья в настоящее время нет необходимости в принятии каких-то специальных допол­ нительных мер по удалению данного изотопа из выбросов в ат­ мосферу с заводов по регенерации топлива, но если такая необхо­ димость возникнет, то уже сейчас имеются соответствующие ме­ тоды. 6. РАЗМ ЕЩ ЕНИЕ ЯДЕРНЫ Х УСТАНОВОК И ИХ ВЫ ВОД ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ 6.1 Размещение К числу факторов, определяющих выбор площадок для раз­ мещения ядерных установок, следует отнести особенности мест­ ности, от которых зависит влияние обычных или случайных выбро­ сов радиоактивных материалов (распределение населения, гидро­ логические и метеорологические условия, землепользование в сельскохозяйственных и промышленных целях), технические харак­ теристики местности (линии электропередачи, наличие воды для охлаждения, доступность), характеристики местности с точки зре- 41 лия возможной опасности для ядерных установок (наводнения, землетрясения, геотехнические особенности почвы, транспортные ■операции), а также удобство расположения и экономические фак­ торы (включая возможное землепользование в будущем). Различ­ ные аспекты проблемы размещения ядерных установок рассмотре­ ны в недавней публикации МАГАТЭ [27]. В случае аварий, как, например, случайный выброс в атмосфе­ ру радиоактивных материалов с атомных электростанций, важным •фактором, определяющим меры предупреждения возможного об­ лучения населения, является его плотность и распределение в районе ядерной установки. Некоторыми организациями, выдающи­ ми разрешения на сооружение ядерных установок, разработаны •специальные критерии, которые определяют приемлемое распреде­ ление населения в районе сооружаемых установок и коэффициен­ ты запаса для этих установок. Вследствие усовершенствования техники безопасности и растущего желания размещать атомные электростанции ближе к районам, потребляющим энергию, в тече­ ние последних нескольких лет наблюдается тенденция к выбору местностей с более высокой плотностью населения. Характеристи­ ки населения в местах размещения ядерных установок широко варьируют: от плотности 0,1 человека на 1 км2 в районе радиусом 20 км до численности населения более миллиона человек в радиу­ се 20—30 км. Ширина буферных зон вокруг атомных электростан­ ций, для которых установлены различные ограничения, варьирует от 0 до 2 км. Рабочая группа особенно подчеркивает, что размещение атом­ ных электростанций в отдаленных районах не исключает необхо­ димости обеспечения надежности их схемы, конструкции и экш плуатации. 6.2 Вывод ядерных установок из эксплуатации Предполагается, что срок службы промышленного ядерного реактора обычно составляет 25—35 лет [49]. Большая часть пло­ щадок, на которых разрешается строительство атомных электро­ станций, выбирается с таким расчетом, чтобы обеспечить их непре­ рывную работу на полную мощность. Поэтому считается жела­ тельным, чтобы в конце срока службы атомная электростанция была демонтирована, причем в такой степени, в какой это необхо­ димо, и так быстро, как этого требуют правила безопасности; это позволит использовать уже существующую материальную базу для строительства новой станции. Некоторые ядерные установки, включающие ряд небольших реакторов, уже были успешно демонтированы. Так, в США были демонтированы реактор Элк-Ривер мощностью 22 МВт(эл) и экспериментальный реактор на быстрых нейтронах. В Даунрее, Шотландия, значительная часть завода по регенерации топлива 42 'была подвергнута дезактивация до его реконструкции с целью обработки топлива из реактора на быстрых нейтронах мощностью 250 М В т (э л )р а б о т ы по демонтажу начались также на заводе по производству урана в Ле-Буше во Франции. Но для больших энергетических реакторов демонтаж пока еще не является необхо­ димым. После нескольких лет эксплуатации многие элементы и конст­ руктивные части реакторов становятся радиоактивными в резуль­ тате интенсивного облучения нейтронами, а некоторые загрязняют­ ся радиоактивными отходами. Для их демонтажа потребуются специальные технические решения, так как при этом будут обра­ зовываться тысячи тонн отходов с низким и средним уровнем радиоактивности. В стальных конструкциях радиоактивность будет в первую очередь определяться наличием относительно коротко- живущих изотопов железа и кобальта. Однако в дальнейшем ос­ новным радиоактивным изотопом должен стать более долгоживу­ щий изотоп никель-63 (период полураспада 92 года), а по проше­ ствии 40—50 лет общий период полураспада радиоактивных компонентов стали будет составлять около 100 лет. Кроме того, возможно присутствие меньших количеств более долгоживущих ра­ диоактивных изотопов, например никеля-59 (период полураспада 8-104 лет). Проблемы вывода из эксплуатации отслуживших ядерных установок (в частности, реакторов) и связанные с этим затраты рассматриваются уже в течение ряда лет. Этот процесс разделен на 3 стадии. Стадия 1. Полное прекращение работы без демонтажа и поддер­ жание установки в таком состоянии, при котором она будет безо­ пасна в условиях обычного наблюдения и контроля. Стадия 2. Уменьшение размеров установки до минимальных; при этом не затрагиваются сильно облученные или загрязненные ее части, например, связанные с активной зоной реактора. Наблю­ дение за установкой и окружающей средой должно быть продол­ жено. Стадия 3. Полное удаление радиоактивных частей установки и использование территории без ограничений. Решения о выводе установки из эксплуатации будут зависеть -от спроса на электроэнергию, экономических соображений, от уровня радиационного облучения персонала, занимающегося де­ монтажом, и будущей политики в отношении удаления радиоак­ тивных отходов. Хотя делать какие-то определенные оценки преж­ девременно, можно полагать, что затраты на демонтаж будут •составлять сравнительно небольшую часть (возможно, несколько .процентов) от первоначальных капиталовложений. Различные 43 аспекты проблемы вывода ядерных установок из эксплуатации бы­ ли рассмотрены Техническим комитетом МАГАТЭ [61]. Какова бы ни была будущая политика, очень важно, чтобы при выборе площадки для сооружения ядерной установки, а также при разработке ее схемы и конструкции учитывались особенности, которые могли бы помочь в случае возникновения необходимости вывода ее из эксплуатации и демонтажа. Соответствующие требо­ вания при сооружении ядерных установок уже приняты в ряде стран. 7. АВАРИИ ПРИ ОСУЩЕСТВЛЕНИИ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА При работе атомных электростанций, как и всех других уста­ новок, связанных с производством электроэнергии, не исключена возможность аварий, которые могут иметь вредные последствия для здоровья рабочих и всего населения. В данном разделе обсуж­ даются возможные аварии при осуществлении топливного цикла реакторов на тепловых нейтронах, которые в ряде случаев могут привести к значительным выбросам радиоактивных материалов в атмосферу и, следовательно, к неконтролируемому облучению на­ селения. (Возможность аварий при работе реакторов на быстрых нейтронах специально Группой не обсуждалась.) Наряду с риском радиоактивного облучения рассмотрены также случаи производст­ венного травматизма в атомной промышленности, не связанного с облучением. Проведен тщательный анализ с целью оценки вероятности слу­ чайных выбросов радиоактивных веществ из ядерных реакторов и их влияния на здоровье. Предприятия по производству атомной энергии проектируются и конструируются с таким расчетом, что­ бы максимально уменьшить вероятность аварийных ситуаций, ко­ торые потенциально могут иметь серьзные последствия для населения. Возможность таких аварийных ситуаций необходимо- учитывать при размещении ядерных установок (раздел 6) и разра­ ботке специальных срочных мер защиты для максимального умень­ шения вредных последствий в случае аварии. 7.1 Аварии на атомных электростанциях Проведен ряд детальных исследований с целью оценки веро­ ятности аварий на реакторах и их влияния на здоровье населения и окружающую среду [62, 63, 64, 65]. Все эти исследования свиде­ тельствуют о том, что атомные электростанции не создают серьез­ ной опасности для здоровья населения [66]. 44 Даже при одновременном выводе из строя нескольких незави­ симых систем по обеспечению безопасности значительный выброс радиоактивных материалов может произойти только при перегреве топлива, расплавлении значительной части материалов в активной зоне реактора и разрушении барьеров вокруг топливных элемен­ тов и реактора. Естественно, что быстрее всего должны выделяться газообразные и летучие продукты деления. Такие аварии, безус­ ловно, могут привести к радиоактивному облучению значительных групп населения. С точки зрения общественного здравоохранения наиболее важное значение имеют изотопы газообразных продуктов деления (криптон и ксенон), йода (йод-131), теллура, рутения и цезия (цезий-137). После выброса облако радиоактивных материалов может перемещаться по направлению ветра, при этом его концент­ рация будет постепенно уменьшаться со скоростью, зависящей от скорости ветра и погодных условий; кроме того, снижение радио­ активности облака может произойти за счет радиоактивного рас­ пада и оседания радиоактивных материалов. На небольших рас­ стояниях прямая радиация от облака может быть очень сущест­ венной, но по мере его рассеивания основную непосредственную опасность уже представляет вдыхание продуктов деления. В пер­ вые несколько дней наиболее важным источником радиации явля­ ется радиоактивный йод, но по прошествии некоторого времени преобладающей становится радиация от осаждающегося цезия. Важными факторами, определяющими последствия при выбросе радиоактивных материалов, являются метеорологические условия, распределение населения и те экстренные меры, которые прини­ маются для уменьшения вредных последствий при таких авариях, включая использование специальных убежищ и эвакуацию насе­ ления. Самое подробное изучение аварий на реакторах было орга­ низовано Комиссией США по контролю за производством атомной энергии [62]. Хотя данное исследование, которое в дальнейшем называется Исследованием безопасности работы на реакторах (ИБР) проводилось применительно к условиям США (было рас­ смотрено 60 действующих реакторов в США), полученные резуль­ таты в общем соответствуют данным исследований, проведенных в других странах. Основные результаты представлены на рис. 4. Чтобы дать сравнительную оценку опасности для населения ава­ рии при производстве атомной энергии, были собраны данные о других основных типах аварий, связанных с деятельностью чело­ века. Общие показатели риска внезапной смерти от различных причин, связанных с деятельностью человека, представлены в табл. 8 (данные по США). К отдаленным последствиям аварий при работе ядерных реак­ торов можно отнести генетические нарушения и заболевания ра­ ком. Общее число лиц, умерших спустя некоторое время после облучения, может значительно превышать число случаев внезапной 45 Число случаев внезапной смерти (X) на одну аварию Рис. 4. Частота аварий, приводящих к внезапной смерти, которые связаны с д ея ­ тельностью человека, включая работу атомных электростанций [62]. смерти. Согласно данным ИБР, при серьезных авариях, которые могут иметь место один раз в 108 лет работы реактора, среднее- число умерших от рака в год будет близко к числу случаев вне­ запной смерти или несколько превышать это число. При менее серьезных авариях, вероятность которых больше, частота заболе: ваний раком будет существенно возрастать по сравнению с числом случаев внезапной смерти. Однако в общенациональном масштабе дать дифференцированную количественную оценку частоты таких последствий для здоровья населения сравнительно с- обычным 46 Таблица 8. Риск внезапной см ерти от различны х причин [62] П ричина см ерти Ч исло сл у ч а ев см ер ти в го д В ероятн ость см ерти за год Аварии на автотранспорте Падения Пожары Несчастные случаи на воде Огнестрельное оружие Авиационные катастрофы Падение предметов Поражение электрическим то- 55 791 1:4 000 17 827 1:10 000 7 451 1:25 000 6 181 1:30 000 2 309 1:100 000 1 778 1:100 000 1 271 1:160 000 1 448 1:160 000 ком Удар молнии Торнадо Ураганы Все несчастные случаи Аварии на ядерных реакторах 111 992 1:1 600 1:5 000 000 000 (по оценке) 160 1:2 000 000 91 1:2 500 000 93 1:2 500 000 (100 электростанций) уровнем заболеваемости оказывается трудным или даже невоз­ можным. Кроме того, результаты И БР говорят о том, что вероятность серьезных аварий крайне мала (например, согласно оценкам, ава- ; рия реактора, при которой происходит сильное облучение 1000 че­ ловек, может иметь место один раз в 100 млн. лет), а аварии, при которых происходит расплавление топлива в активной зоне реак­ тора, по всей вероятности, не должны приводить к разгерметиза­ ции защитной оболочки реактора и, следовательно, кчсильному об­ лучению, которое может вызвать быструю смерть, заболевание-, раком или генетические нарушения. Данные ИБР основаны на детальном анализе возможных аварий на ядерных установках, которые могут привести к выбро­ сам радиоактивных материалов. Конечно, нельзя с уверенностью- утверждать, что были учтены все возможные последствия аварий,, представляющие опасность для здоровья населения. Однако систе­ матичность подхода, примененного для выявления возможных по­ следствий аварий, делает маловероятным, чтобы какой-то важный фактор, влияющий на общий риск, остался незамеченным. Для* проверки этого вывода в рамках программы И Б Р были проведены: параметрические исследования, которые в печати широко не осве­ щались. Результаты этих исследований подтвердили указанный вывод. Еще Одним важным фактором является то, что учитывать следует только те последствия аварий, которые могут привести к расплавлению в активной зоне реактора; это значительно ограни­ чивает виды и число случаев поломок оборудования и воздействия: на здоровье человека, которые могут существенно влиять на общую» опасность для населения [62] (приложение XI, глава 3). 4 Г При обсуждении вопроса о вероятности и последствиях воз­ можных серьезных аварий на атомных электростанциях Рабочая группа не нашла оснований для отрицания общих выводов, сде­ ланных недавно в ряде стран при изучении проблем безопасности работы на атомных электростанциях. Согласно результатам про­ веденных исследований, риск для населения при различных ава­ риях, включая выброс радиоактивных материалов из активной зоны реактора в окружающую среду, оценивается как низкий. Бы­ ло отмечено, что, как и в любой другой отрасли промышленности, при незначительном числе небольших локализованных аварий их последствия в большей мере будут выражаться в потере генери­ рующей мощности и экономическом ущербе, чем в воздействии на здоровье. 7.2 Аварии при транспортировке На практике почти все случаи радиоактивного облучения на­ селения в процессе транспортировки радиоактивных материалов при осуществлении ядерного топливного цикла связаны с транс­ портировкой отработавших топливных элементов с атомных электростанций на заводы по регенерации топлива и возможной дальнейшей транспортировкой отходов, обладающих высоким уровнем радиоактивности, с заводов по регенерации топлива к установкам для хранения отходов или к местам их захоронения. МАГАТЭ опубликовало рекомендации, касающиеся транспор­ тировки радиоактивных материалов, включая отработавшие топ­ ливные элементы [26]. В этих рекомендациях содержатся требова­ ния в отношении транспортных контейнеров типа В (применяемых для потенциально наиболее опасных грузов), согласно которым данные контейнеры должны быть способными выдерживать ука­ занные ниже нагрузки без утечки радиоактивных веществ: — свободное падение с высоты 9 м на твердую поверхность; — свободное падение с высоты 1 м на стальной брус диамет­ ром 15 см; — 30-минутный нагрев при 800°С; — погружение под воду на глубину 15 м. Таким образом, подчеркнута крайняя опасность таких аварий при транспортировке, которые связаны с поломкой контейнеров и топливных элементов, так как это может привести к выбросу зна­ чительных количеств радиоактивных материалов. Поскольку топ­ ливные элементы до перевозки хранятся в течение длительного времени, большая часть радиоактивности обусловлена присутст­ 48 вием долгоживущих изотопов стронция-90 и цезия-137, которые не являются летучими. Были предприняты различные исследования для оценки риска аварий при транспортировке и их последствий [67, 68]. Согласно полученным оценкам, достаточно серьезная ава­ рия, при которой возможен выброс небольшого количества радио­ активных материалов, может произойти один раз на 80— 200 млн. км пути (по шоссейным или железным дорогам). Рассчи­ тано, что на один реактор мощностью 1000 МВт(эл) приходится в год примерно 60 перевозок отработавшего топлива на грузови­ ках или 10 перевозок по железной дороге [69]. В США к настоя­ щему времени осуществлено около 4000 перевозок отработавшего топлива, во время которых произошло 6 серьезных аварий. Одна­ ко при использовании контейнеров типа В ни одна авария не сопровождалась выбросом радиоактивных материалов в окружаю­ щую среду или облучением какой-то группы населения большими дозами радиации. В случае аварии, вызывающей поломку транспортируемых контейнеров, необходимо немедленно локализовать очаг распрост­ ранения радиоактивных материалов. В крайних случаях может оказаться желательной эвакуация населения из районов, находя­ щихся в непосредственной близости к очагам заражения, однако более широкая эвакуация, осуществляемая при заражении други­ ми токсичными материалами, например отравляющими газами, не является необходимой [68]. На основании имеющегося опыта и сделанных оценок Рабочая группа пришла к выводу, что вероят­ ность аварий при транспортировке отработавшего топлива, кото­ рые могут представлять опасность для здоровья населения, очень мала. Перевозка высокоактивных отходов с заводов по регенерации топлива к местам их хранения или захоронения может произво­ диться только после преобразования их в твердые вещества и только через несколько лет после извлечения топлива из реактора. Учитывая форму отходов и сравнительно небольшое число транс­ портных операций, можно считать, что при перевозке отходов с высоким уровнем радиоактивности опасность для здоровья насе­ ления будет даже меньше, чем при транспортировке отработавше­ го топлива. 7.3 Аварии на заводах по регенерации топлива На заводе по регенерации топлива могут находиться материа­ лы, обладающие примерно такой же радиоактивностью, какая имеет место в активной зоне работающего реактора мощностью 1000 МВт(эл). Однако все газообразные продукты деления, за исключением криптона-85, как и большинство летучих продуктов деления, в значительной степени подвергаются распаду. Из ра­ диоактивных изотопов наибольшее значение имеют стронций-80, 4 — 1241 (49 рутений-106 и цезий-137. Технологические процессы на заводах; по регенерации топлива не включают операции, связанные с рабо­ той под высоким давлением и при высоких температурах, при этом количество выделяющегося тепла меньше, чем при работе реакто­ ров; следовательно, возможность выброса радиоактивных веществ в атмосферу или в водную среду оказывается ниже, даже несмотря на то, что в процессе переработки регенерируемые материалы обычно находятся в жидкой форме. Поэтому кажется маловероят­ ным, чтобы при таких условиях происходил значительный выброс в атмосферу концентрированных радиоактивных материалов, ко­ торые могли бы привести к серьезным последствиям для здоровья населения, сходным с теми, которые могут иметь место при серьез­ ных авариях на реакторах. 7.4 Аварии при удалении отходов с высоким уровнем радиоактивности Как указывалось в разделе 5, одним из вероятных способов- удаления высокорадиоактивных отходов, переведенных в твердое состояние, является их захоронение в геологически стабильных формациях подстилающего слоя, например в отложениях камен­ ной соли или в других твердых породах. К наиболее серьезным последствиям аварий при захоронении отходов следует отнести вымывание радиоактивных материалов грунтовыми водами, которые впоследствии могут достигнуть поч­ венных вод, используемых населением. Было проведено тщатель­ ное изучение возможных наихудших ситуаций [78]; при этом исхо­ дили из того, что захоронение было произведено в ненарушенных геологических формациях. После вымывания вынос радиоактивных материалов на поверхность с грунтовыми водами должен замед­ литься вследствие физических и химических процессов, происходя­ щих в твердых породах и почве. Время для достижения поверхно­ сти должно составлять десятки тысяч лет в случае стронция-90 и,, по-видимому, миллионы лет в случае трансурановых элементов. Со­ гласно оценкам, сделанным на основе результатов данного иссле­ дования, потребление этой воды населением может вызвать 0,5 летального случая за первый миллион лет после захоронения. Сочетание этого типа аварий с значительным смещением геологи­ ческих пластов может иметь более серьезные последствия. Поэтому места для захоронения должны выбираться с особой тщательно­ стью в районах высокой геологичёской стабильности, изолирован­ ных от проточных грунтовых вод, или в районах с очень слабым течением грунтовых вод (см. также раздел 5.1). При тщательно контролируемом захоронении высокорадиоактивных отходов веро­ ятность облучения человека считается крайне отдаленной, при этом возможные последствия такого облучения незначительны. 50 7.5 Меры по уменьшению последствий аварий На случай аварий, влекущих за собой выброс радиоактивных материалов в окружающую среду, необходимо разработать ши­ рокий план экстренных мероприятий, осуществление которых должно привести к значительному уменьшению воздействия радио­ активности на здоровье населения. При некоторых обстоятельствах может понадобиться частичная эвакуация населения из района, находящегося с подветренной стороны по отношению к очагу зара­ жения. В случае более длительной опасности, обусловленной зара­ жением, в течение некоторого времени может оказаться необходи­ мым контроль за потреблением пищи и воды. К числу других возможных мероприятий следует отнести обеззараживание местности, а также распределение среди населения таб­ леток, содержащих устойчивый йод, что должно уменьшить погло­ щение радиоактивного йода щитовидной железой. Меры по умень­ шению последствий аварий различаются в зависимости от типа аварии, местных условий, имеющихся ресурсов и т. д. Предпола­ гается, что в планировании и осуществлении разработанных пла­ нов экстренных мероприятий большое участие должны принимать местные и центральные органы здравоохранения. При принятии решений в отношении каких-то экстренных действий, например в отношении эвакуации, нельзя не принимать во внимание возмож­ ный риск, связанный с осуществлением самих этих мероприятий, например, аварии при транспортировке, поэтому необходимо обя­ зательно учитывать местные условия в момент аварии. Планы экстренных мероприятий и программы контроля за радиацией должны разрабатываться в тесном сотрудничестве меж­ ду органами общественного здравоохранения и персоналом, рабо­ тающим на ядерных установках. Необходимо проводить периоди­ ческие .тренировочные учения, в которых должны участвовать бригады, созданные для осуществления экстренных мероприятий, персонал, работающий на ядерных установках, и местные органы власти. МАГАТЭ и ВОЗ опубликовали отчеты, в которых определена роль органов общественного здравоохранения в разработке и осу­ ществлении мероприятий по радиологической защите населения [49, 71]. 7.6 Производственный травматизм при работе на ядерных установках, не связанный с облучением Как и при производстве других видов энергии, различные ста­ дии процесса получения атомной энергии (такие, как получение топлива, сооружение и эксплуатация атомных электростанций, и 51 crt': 1 Таблица. 9. С овокупные дозы облучения всего тела, облучение отдельных органов и показатели производственного ьэ травматизма со см ертельным исходом на различных этапах ядерного топливного цикла (таблица приведена с неко- ________________________________ торы м и изменениями из работы [6 ] ) ■___ ___________ Д о зы об лучения в сего т е л а в человеко- б эр ах н а 1 М В т(эл) ■ г ' С лучаи п р о ф ес­ сионального травм ати зм а со Э тап облучение н а с е ­ лени я . проф есс иональное облучение • О блучение отдельн ы х частей те л а см ертел ьн ы м и с­ ходом (не с в я ­ зан н ы е с о б л у ­ чением) н а 1 0 0 0 М В т (э л )‘ Г Сооружение установок 0 ,2 5 Добыча урана — Внешнее (шахтеры) 0,05 Легкие (шахтеры) 0 ,1 Размельчение и обработка (Вероятное) < 0 ,1 Легкие и кисти рук, малые дозы - 0 , 1 Изготовление топливных эле­ ментов и обогащение — — Вероятно, незначительное < 0 ,0 1 Жидкие отхо­ От продуктов актива­ — 0,02 Работа реактора ды ции и деления (внешнее Газообразные от­ ходы 0 ,1 Уг Жидкие отходы и от трития) 1 ,0 терод-14 Заводы по регенерации топ­ лива 0,1а 0 ,2 Газообразные отходы 0 ,2 5 От продуктов активации и деления (преимущест­ венно внешнее) 1,0 Профессиональное обл уч ен и е- лёгкие и другие ткани Непрофессиональное облуче­ ние—кожные покровы, кишеч­ ник, щитовидная железа и кости (небольшие группы населения) 0 ,0 2 Другие стадий топливного цикла :— 0 ,0 3 — . < 0 ,0 1 Транспортировка < 0 ,0 1 < 0 ,0 1 — < 0 ,0 1 Аварии 0 ,0 5 . — — < 0 ,0 1 Вывод из эксплуатации — 0 ,0 3 — 0 ,0 5 Всего 0 ,7 2 ,2 — 0 ,5 5 Всего (воздействие на генети­ ческие механизмы) 0 ,3 0 ,6 а О б л у ч ен и е от у гл ер о д а -1 4 , и н т е гр и р о в а н н о е н а 500 л е т при д о п у щ ен и и , ч т о э ф ф е к т и в н о с т ь о гр ан и ч е н и я е го в ы б р о с а с о с т а в и т 90% (см . р а з д е л 8.4). транспортировка, удаление и хранение отходов) связаны с риском производственного травматизма. Некоторые из недавно получен­ ных данных [6, 72] представлены в последней колонке табл. 9. Эти данные показывают, что в атомной энергетике аварии, не связан­ ные с облучением, которые приводят к гибели людей, чаще всего происходят при добыче руды и сооружении ядерных установок. 8. РАДИОАКТИВНОЕ ОБЛУЧЕНИЕ ПРИ НОРМАЛЬНОМ ОСУЩЕСТВЛЕНИИ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА Основываясь на совместном опыте членов Рабочей группы и результатах исследования, проведенного Агентством по атомной энергии Организации экономического сотрудничества и развития (ААЭ/ОЭСР) [6], был рассмотрен современный уровень знаний в отношении существующего в настоящее время риска радиоактив­ ного облучения для здоровья населения на различных стадиях производственного цикла в атомной энергетике. Дозы радиации, получаемые отдельными лицами, обычно слиш­ ком малы, чтобы их можно было определить путем прямых изме­ рений. В большинстве случаев их следует оценивать, используя модели распределения радиоактивных материалов в воздухе или воде после их выброса в сочетании с обследованиями для выяв­ ления облученных групп населения и основных путей распростра­ нения радиации. При этом учитывается облучение отдельных лиц, групп населения, проживающих вблизи ядерных установок, и, где возможно, всего населения. Чтобы сделать выводы относительно влияния облучения на здоровье населения, Рабочая группа исполь­ зовала самую последнюю информацию относительно зависимости доза—эффект, что подробно разъяснено в разделе 2; согласно рекомендациям М КРЗ [32], в целях защиты от облучения линей­ ная зависимость распространена на самые низкие уровни радио­ активного облучения, которому может подвергаться население на разных стадиях производства атомной энергии. При этом анализе учитывается общая доза, которая включает не только дозу, полу­ ченную в течение года работы, но также и дозу, которую, как ожидается, население должно получить в будущем. Общее облучение населения выражается как «совокупная доза» в человеко-бэрах; она представляет собой среднюю или ожидаемую дозу в бэрах, умноженную на численность рассматри­ ваемой группы населения (см. приложение I). Оценки воздейст­ вия на здоровье получают, исходя из общей совокупной дозы на единицу энергии, вырабатываемой атомной электростанцией. Ос­ новные источники радиации вызывают облучение всего тела. При рассмотрении радиоактивного облучения на различных этапах производственного цикла в атомной энергетике необходимо учиты­ вать цбщую картину облучения, связанного с деятельностью чело­ века (медицинская практика, испытания ядерного оружия и про- 53. Таблица 10. О ценка среднегодовы х д оз облучения всего тела (в мбэрах) от природны х источников и источников, связанных с деятельностью человека, для различных групп населения И сточник СШ А В ел и к о б р и та­ ния 1 9 7 0 г . 2000 г . 1 9 7 3 г . д о за п р и облучении всего те л а гонадная д оза Природное фоновое излучение 102а 87 а Космическое излучение 44 28 Земное излучение 40а 38а Внутреннее облучение 18 21 Медицинская практика 73 ~ 7 3 14 Облучение, связанное с деятельностью — — — человека Выпадение радиоактивных осадков 4 5 2 ,2 Отходы производства атомной энер­ 0 ,003 0 ,4 0 ,0 1 б гии Другие источники 2 ,6 1,1 0 ,7 Профессиональное облучение (произ- 0 ,8 0 ,9 0 ,6 • водство атомной энергии, промышлен­ ная радиография, медицинская и сто­ матологическая практика и т. д .) В с е г о 182 182 105 а П р и р о д н ы е у р о в н и р а д и а ц и и и и н д и в и д у а л ь н ы е у р о в н и о б л у ч е н и я зн а ч и т е л ь н о р а з ­ л и ч а ю т с я в р а з н ы х р а й о н а х о д н о й и той ж е с т р а н ы . Н а п р и м е р , со гл а с н о р е з у л ь т а т а м и с с л е ­ д о в а н и й , п р о в е д е н н ы х в В е л и к о б р и т а н и и [7 2 ] , и н д и в и д у а л ь н ы е у р о в н и м о гу т к о л е б а т ь с я в п р е д е л а х от 65 д о 200 м б эр . б С о гл ас н о б о л е е п о зд н и м о ц е н к а м , э т а д о з а с о с т а в л я е т п р и м е р н о 0,1 м б эр . дукты потребления), а также неизбежное фоновое облучение, обусловленное природными источниками (космическая радиация, радиоактивные компоненты горных пород и строительных мате­ риалов, а также радиоактивные вещества, естественно содержа­ щиеся в организме каждого человека). Уровни облучения от всех этих различных источников радиации показаны в табл. 10. Терри­ ториальные колебания в природных уровнях земной радиации (даже на небольших расстояниях) намного превышают возраста­ ние доз облучения, вычисленное в соответствии с планируемыми программами развития производства атомной энергии во всем мире. 8.1 Сооружение установок Единственным важным потенциальным источником радиоак­ тивного облучения в процессе сооружения крупных объектов явля­ ется промышленная радиография. 5 4 Добыча урановой руды сопряжена с опасностью облучения организма человека вследствие вдыхания радона и продуктов его распада. Основную опасность с точки зрения внутреннего радио­ активного облучения представляют альфа-лучи, причем излучате­ ли связаны с очень маленькими частицами рудничной пыли, при­ сутствующими в атмосфере шахты, которые могут попадать в -организм при вдыхании. Эта проблема, по-видимому, минимальна в случае разработок открытым способом; при глубоких подземных разработках указанную опасность можно частично устранить с помощью специальной вытяжной системы и других мер, в частнос­ ти путем заделки и герметизации отработанных участков шахты. Д л я обеспечения приемлемых рабочих условий в шахтах имеется соответствующее технологическое оборудование. Могут использо­ ваться также личные защитные приспособления, однако их эффек­ тивность в общем, по-видимому, довольно низка вследствие раз­ личных причин физического и конструктивного плана. Если уровни изучения в атмосфере шахты контролируются недостаточно эффек­ тивно, это может иметь серьезные последствия для здоровья. Опасности для здоровья, связанные с добычей урановых руд, и эпидемиологические аспекты этой проблемы рассматривались и оценивались во многих работах [73, 74, 75, 25, 76, 77]. Эти опаснос­ ти следует считать неизбежным компонентом в цикле использова­ ния ядерного топлива, который следует учитывать также и в странах, где уран не добывают, а импортируют. Кумулятивную дозу облучения лиц, работающих на урановых шахтах, выражают [76] в рабочих месяцах с учетом рабочих уров­ ней (РМУ), т. е. в виде кумулятивного произведения периодов -облучения под землей, выраженных в рабочих месяцах (каждый по 170 ч), и соответствующих концентраций в воздухе продуктов распада радона, выраженных в рабочих уровнях (РУ) а. Большая часть имеющейся информации о зависимости между вдыханием радона и продуктов его распада и заболеванием раком легкого (зависимость доза—эффект) была получена при обсле­ довании шахтеров в США в период 1951— 1960 гг. и в Чехослова­ кии. В исследовании, проведенном в США [73], дозы облучения шахтеров оценивали с учетом продолжительности их работы и среднегодовых уровней (измеренных или оцененных) излучения в шахтах. Затем смертность шахтеров в последующий период, включая смертность от рака легкого, соотносили с оцененными уровнями облучения и другими важными факторами, такими, как курение. К 1974 г. смертность от рака легкого в этой группе была 8.2 Добыча и измельчение руды а Один РУ представляет собой какую-либо комбинацию продуктов распада радона в 1 л воздуха, которая соответствует выделению 1 ,3 -105 М эВ энергии альфа-излучения. Его численное значение выведено, исходя из энергии альфа- излучения, полученной в результате полного распада короткоживущих дочерних продуктов, в равновесии с 10~4 мкКи радона-222 на 1 л воздуха. 5 5 примерно в 4—5 раз выше, чем среди всего населения в целом. Частота заболеваний была выше среди курильщиков, но поправки на курение не объясняли большей части избыточной смертности. (В настоящее время на многих урановых рудниках официально' запрещено курение во время работы под землей). Смертность от рака легкого при работе на урановых рудниках гораздо выше, чем при добыче таких материалов, как уголь и углекислый калий, т. е. в условиях низкого уровня радиации. В других исследованиях было показано, что шахтеры, работающие при промежуточных и низких уровнях радиации, подвергаются меньшему риску заболе­ вания раком легкого. Частота незлокачественных респираторных заболеваний так же высока, как и при добыче других материалов [77]. Исходя из принятых в США максимально допустимых уровней облучения при добыче (4 РМУ/г), были сделаны оценки избыточ­ ной смертности от рака легкого. Согласно этим оценкам, показа­ тель избыточной смертности для шахтеров, проработавших 30 лет, начиная с 20-летнего возраста, колеблется от 2,1 до 5,5 случаев на 10 000 человеко-лет работы шахтеров в расчете на возраст до 80 лет. Этот диапазон зависит от того, какие оценки риска были использованы для расчетов: полученные на основе всех уровней облучения или только те, которые были сделаны на основе более низких уровней облучения в исследовании, проведенном в США. По возможности, сделанные предположения проверяли путем ана­ лиза фактических данных [77]. Большинство случаев смерти от рака легкого регистрируется через 10 лет и более после начала работы в шахтах [76]. В исследовании, проведенном недавно в Чехословакии [78], которое охватило в среднем 24-летний период наблюдения после начала облучения, был подтвержден линейный характер зависи­ мости доза—эффект. Исходя из допущения, что эффект пряма пропорционален дозе облучения, получим 0,23±0,04 случаев рака легкого на 1000 рабочих на 1 РМУ (оценка среднего риска облу­ чения). Если применить те же модифицированные таблицы дожи­ тия, которые были использованы в исследовании, проведенном в США [73], то показатель избыточной смертности от рака легкога среди шахтеров Чехословакии, работающих на урановых шахтах, составит примерно 30 случаев на 10 000 человеко-лет, или 78 на 10 000 человеко-лет работы в шахтах. Было подчеркнуто [74], что даже при наличии необходимой технологии для обеспечения приемлемых рабочих условий в урано­ вых шахтах одна вытяжная система не может понизить концентра­ ции продуктов распада радона до более низких уровней, чем те, которые были зарегистрированы в 1969 г. Как было указано, «для дальнейшего снижения уровня загрязнения атмосферы в шахтах необходимы соответствующие методы снижения эмиссии радона На рабочих участках, более эффективные и длительно действующие способы изоляции незараженных зон, усовершенствованные респи­ 56 раторы и средства для удаления радона из воздуха в шахтах [74]. Радиоактивные материалы в горных породах могут быть ис­ точником внешнего облучения в дозе примерно 0,5 бэр/г. Таким образом, если принять [6], что 100 шахтеров добывают такое коли­ чество урановой руды, которое позволяет выработать 1000 МВт(эл) - г, то совокупная доза составит 50 человеко-бэр, или 0,05 человеко-бэр на 1 МВт(эл) - г. Эта доза зависит от процента откры­ тых разработок, качества руды, уровня механизации и т. д. Показатель смертности при авариях в урановых шахтах в США за период с 1966 по 1976 г. составил 10 случаев в год на 10 000 шахтеров [79], что соответствует в среднем примерно 0,1 случая в год на 1000 МВт(эл) - г произведенной энергии. Отходы, образующиеся при размельчении урана, содержат р а ­ дон-222, эмиссия которого может привести к облучению населения, проживающего в прилегающем районе [80, 49, 81, 82, 83]. Эту опас­ ность можно свести до минимума, если, например, покрыть обра­ зующиеся отходы слоем земли толщиной 6 м. Согласно оценкам [82], такая мера должна привести к снижению эмиссии радона на 98%. Если же эти отвалы подвергаются выветриванию или вымы­ ванию, необходимо принять соответствующие меры, так как потоки воды уносят радий. В США, например, уровень радиоактивности в некоторых реках, в которые попадают эти вымываемые отходы, в 10 раз и более превышает нормальные уровни [35]. i 8.3 Изготовление и обогащение топлива Меры, которые следует принимать для исключения потенци­ альной опасности облучения при изготовлении урановых топлив­ ных элементов, относительно несложны [84]; как показал опыт, в таких случаях достаточно надежной изоляции. При обеспечении соответствующей изоляции не должно происходить сколько-нибудь заметного выброса радиоактивных материалов в окружающую среду, так что опасность облучения населения будет незначитель­ ной. Вероятность облучения обслуживающего персонала также низка. Введение топлива, содержащего плутоний, в реакторы на теп­ ловых или быстрых нейтронах требует особенно тщательной гер­ метизации из-за высокой токсичности плутония [5, 85]. При обра­ ботке и хранении плутония и обогащенного уранового топлива не­ обходимы особые меры предосторожности с целью исключения возможности чрезмерного накопления радиоактивности, которое может привести к возникновению критического состояния, когда излучение на рабочей площадке достигает летальных уровней. 8.4 Работа реактора Опасность облучения населения при нормальном режиме р а ­ боты реактора связана главным образом с контролируемым выбро­ 5— 1241 57 сом в атмосферу радиоактивных материалов, в частности продук­ тов деления. Небольшие количества радиоактивных материалов (образующихся, например, в результате индуцированной актив­ ности продуктов коррозии й т. п.) могут сбрасываться с жидкими отходами. Уровень и пути облучения человека зависят от типа реактора; содержание радиоактивности в жидких отходах зависит от продолжительности периода до сбрасывания. При облучении топлива небольшие количества некоторых об­ разующихся продуктов деления проникают через оболочку реакто­ ра. Это особенно относится к газообразным радиоизотопам, таким, как тритий, изотопы криптона и ксенона и летучие соединения углерода-14. В реакторах, использующих тяжелую воду в качестве замедлителя, небольшая часть образующегося трития также может выделяться в атмосферу; кроме того, тритий образуется при ис­ пользовании для охлаждения легкой воды. Если применяются ре­ акторы с газовым охлаждением (особенно старой конструкции), опасность облучения местного населения возникает при утечке короткоживущего изотопа аргона-41 (период полураспада 1,8 ч), образующегося при облучении воздуха, который используется для охлаждения защитной оболочки реактора. Для населения, проживающего в радиусе 80 км от современ­ ных реакторов с кипящей водой, совокупная доза облучения от ко- роткоживущих газообразных изотопов оценивается равной 0,02 человеко-бэр на 1 МВт(эл) - г, тогда как в случае реакторов с га­ зовым охлаждением эта доза составляет около 0,04 человеко-бэр на 1 М Вт(эл)-г. Из реакторов, охлаждаемых водой под давлени­ ем, выделяется в основном ксенон-133; совокупная доза облучения в радиусе 80 км оценивается равной 0,01 человеко-бэр на 1 МВт(эл) - г [6]. При вычислении среднегодовой дозы облучения, получаемой отдельными лицами в результате работы всех имеющихся в мире реакторов, были получены разные цифры [49]. Для США этот по­ казатель оказался равным 0,013 мбэр, а для Великобритании—■ менее 0,003 мбэр. Это составляет менее 0,02% среднего уровня природного фонового облучения. Общие оценки, полученные исхо­ дя из этих цифр [6], составили около 0,1 человеко-бэр на 1 МВт(эл) - г в случае выбросов в атмосферу и менее 0,01 челове­ ко-бэр на 1 МВт(эл) - г в случае сброса жидких отходов. Согласно оценкам на 1971 г., общая совокупная доза облучения при сбросе жидких отходов от реакторов мощностью 3000 МВт(эл) атомной энергии не должна превышать 3 человеко-бэр [49]. В настоящее время основным радиоактивным выбросом от реакторов является углерод-14; меньшие количества этого компо­ нента выделяются в процессах регенерации топлива. Радиоактив­ ность выделяющегося углерода-14 на 1000 МВт(эл) генерируемой мощности ( ~ 1 Ки) на несколько порядков ниже, чем у криптона (3-105Ки) или трития (2-104 Ки). Однако вследствие очень боль­ шой продолжительности периода полураспада и длительной цир- 58 кулядии в биосфере происходит его медленное накопление, что обусловливает длительное радиоактивное излучение при малых дозах. Если исходить из существующих атмосферных, гидрологи­ ческих и биологических моделей и предполагаемого общего выбро­ са углерода-14, приняв при этом, что на 1000 М В т(эл )-г прихо­ дится 50 Ки, то, согласно расчетам, ожидаемая совокупная доза за первые 30 лет должна составить примерно 0,5 человеко-бэр на 1 МВт(эл) -г [6]. За 500 лет интегральная совокупная доза должна составить 1 человеко-бэр на 1 МВт(эл) - г. При дальнейшей экстра­ поляции на весь будущий период получается величина 10 челове­ ко-бэр на 1 М В т(эл)-г как предел ожидаемой совокупной дозы облучения от данного источника. Если принять, что на 1000 М В т(эл)-г будет приходиться 30 Ки, то по расчетам совокупная доза, экстраполированная на бесконечность, составит 4,5 человеко- бэр на 1000 М В т(эл)-г [86]. Все эти величины получены при до­ пущении (безусловно, чрезмерно пессимистическом), что в настоя­ щее время и в будущем не будет применяться технология, способ­ ствующая снижению выбросов. Группа высказала мнение, что в будущем эффективность ограничения выбросов должна составить 90%, и предложила принять в качестве общей оценки интеграль­ ной совокупной дозы на 500-летний период величину, равную 0,1 человеко-бэр на 1 МВт(эл) - г. Имеется большое количество данных по ряду стран, на основе которых можно оценить уровень облучения, например данные, опубликованные Научным комитетом ООН по действию атомной радиации (НКДАРООН) [1]. Данные НКДАРООН, выраженные в показателях выработанной энергии, свидетельствуют о значитель­ ном сходстве в уровнях облучения от 20 реакторов в 6 странах, несмотря на различия в сроках их ввода в эксплуатацию, однако уровни внешнего и внутреннего облучения несколько различаются. Чаще всего облучение в процессе работы реактора происходит во время замены топлива, при обслуживании оборудования и неза­ планированном ремонте. На основании накопленного опыта и опуб­ ликованных данных Рабочая группа пришла к выводу, что в на­ стоящее время уровень профессионального радиоактивного облу­ чения (внутреннего и внешнего) всего тела в процессе работы реактора составляет 1 человеко-бэр на 1 МВт(эл) - г. 8.5 Регенерация топлива Заводы по регенерации топлива создают опасность облучения населения частично за счет выброса в атмосферу наиболее летучих радиоактивных материалов (например, продуктов деления), все еще остающихся к моменту полного растворения, а частично за счет слива жидких отходов, обладающих низким уровнем радио­ активности. 5* 5 9 Облучение всего тела наиболее вероятно при выбросе крипто­ на-85; согласно оценкам, при регенерации отработавшего топлива с реакторов на тепловых нейтронах общая доза облучения состав­ ляет 0,15—0,2 человеко-бэр на 1 МВт(эл) -г [6], а в случае реакто­ ров на быстрых нейтронах — 0,1 человеко-бэр на 1 М Вт(эл)-г. При выбросе трития и других радиоизотопов предполагаемая опасность облучения меньше — порядка 0,02 человеко-бэр на 1 М В т(эл )-г для реакторов обоих типов (на тепловых и быстрых нейтронах) [30], при этом общая доза облучения в результате всех выбросов составляет примерно 0,25 человеко-бэр на 1 М Вт(эл)-г. Вследствие очень низкой активности выделяющегося йода-129 его воздействие на щитовидную железу незначительно. Случаи значительного сброса жидких отходов с заводов по регенерации топлива очень редки. Определение дозы облучения населения по объему выбросов представляет собой сложную проб­ лему, так как эта доза во многом зависит от местных условий в районе выброса, а также от характерных для данного района пу­ тей облучения. Согласно оценкам, сделанным на основании анали­ за опубликованных данных, совокупная доза облучения от жидких отходов при нормальном цикле работы заводов по регенерации топлива в будущем должна составлять примерно 0,2 человеко-бэр на 1 МВт(эл) - г. При осуществлении процессов регенерации топлива обслужи­ вающий персонал подвергается риску как внешнего, так и внут­ реннего облучения, хотя большая часть дозы облучения обусловле­ на внешними источниками. Отметив, что индивидуальные дозы для лиц, работающих на заводах по регенерации топлива, в на­ стоящее время выше, чем при работе на ядерных реакторах, Рабо­ чая группа высказала мнение, что нет никаких оснований считать такое положение вещей допустимым. При усовершенствовании технологических процессов на заводах по регенерации топлива можно добиться снижения индивидуальных доз профессионального облучения до уровней, регистрируемых при работе на реакторах. Согласно оценкам, сделанным на основе опыта членов Рабочей группы и опубликованных данных, в настоящее время средняя до­ за облучения всего тела от внешних и внутренних источников, свя­ занных с процессами регенерации топлива, составляет около 1 че­ ловеко-бэр на 1 МВт(эл) - г. 8.6 Транспортировка При условии строгого соблюдения принятых международных стандартов в отношении транспортных операций [87] дозы облуче­ ния населения и лиц, непосредственно осуществляющих транспорт­ ные операции, могут быть доведены до очень низких уровней. Эти дозы оценены равными соответственно 0,005 и 0,03 человеко-бэр на 1 МВт (л) - г [6]. 60 8.7 Хранение отходов Хранение отходов и запасов топливных элементов,и других радиоактивных материалов в пределах территорий ядерных уста­ новок осуществляется таким образом, что облучение эксплуатаци­ онного персонала и населения оказывается минимальным. При хра­ нении отходов в специально отведенных для этого местах опас­ ность облучения эксплуатационного персонала и населения также минимальна по сравнению с облучением на других этапах топлив­ ного цикла. 8.8 Вывод ядерных установок из эксплуатации Радиоактивное облучение рабочих может происходить при демонтаже загрязненных и активированных элементов отработав­ ших ядерных установок. Уровень этого облучения будет в значи­ тельной мере зависеть от наличия методов дистанционных опера­ ций, а также от особенностей конструкции, которые будут предус­ мотрены в новых реакторах для облегчения их демонтажа. Хотя в настоящее время можно сделать лишь самые приближенные оцен­ ки, тем не менее Рабочая группа приняла, что при демонтаже крупной атомной электростанции совокупная доза облучения должна составлять примерно 1000 человеко-бэр. При 30-летнем сроке службы атомной электростанции это дает в среднем дозу облучения порядка 0,03 человеко-бэр на 1 МВт(эл) - г. 8.9 Аварии на атомных электростанциях Последствия различных аварий на ядерных установках по­ дробно обсуждены в разделе 7. На основе результатов исследова­ ний по изучению безопасности работы на реакторах было рассчи­ тано [6], что за счет аварий, связанных с облучением, общий средне­ годовой уровень облучения на всех этапах ядерного топливного цикла может повыситься на 0,05 человеко-бэр / 7 М Вт(эл)-г. 8.10 Общее облучение при осуществлении программ развития атомной энергетики и его последствия Приведенные выше и в разделе 7 совокупные дозы облучения всего тела и частота аварий, приводящих к смерти, на различных этапах ядерного топливного цикла суммированы в табл. 9. Было рассчитано, что общая доза при облучении всего тела для лиц, работающих на предприятиях атомной энергетики, и для' остального населения составляет соответственно 2,2 и 0,7 челове­ ко-бэр на 1 МВт(эл) - г, а доза, оказывающая воздействие на гене­ 6 1 тические механизмы (генетически значимая доза), заметно мень­ ш е — соответственно 0,6 и 0,3 человеко-бэр на 1 М Вт(эл)-г; од­ нако следует учесть, что эти оценки являются весьма приближен­ ными. Согласно расчетам, совокупная доза при облучении всего те­ ла, которая приходится на 1000 М В т(эл )-г электроэнергии, выра­ батываемой на атомных электростанциях, составляет в год 3000 человеко-бэр; из этой дозы примерно 3/4 приходится на лиц, непо­ средственно работающих на ядерных установках, и — на остальное население. Совокупная доза для населения составляется из более высоких индивидуальных доз для относительно неболь­ шого числа людей, проживающих .вблизи ядерных установок, и меньших доз для гораздо более многочисленных групп населения; в последнем случае облучение происходит вследствие загрязнения радиоактивностью атмосферного воздуха или водных массивов [88]. В расчете на 1000 М В т(эл )-г выработанной энергии генетиче­ ски значимая доза, являющаяся компонентом совокупной дозы, оценивается равной примерно 900 человеко-бэр; из этой дозы 2/з получают лица, работающие на предприятиях атомной энергетики. Эти оценки генетически значимой дозы и дозы облучения всего тела включают экстраполяцию совокупной дозы облучения от выброса углерода-14 на 500-летний период. В отношении углерода- 14 предполагаемая эффективность ограничения выбросов состав­ ляет 90%- Соответствующие оценки для других радиоизотопов основаны на существующей практике и не учитывают тех новых технических средств для снижения уровня облучения населения и лиц, работающих на предприятиях атомной энергетики, которые уже существуют или будут разработаны в будущем. Оценивая возможные технологические усовершенствования для дальнейшего снижения и так уже незначительного уровня об­ лучения населения, нельзя не учитывать, что это почти неизбежно должно привести к повышению уровня профессионального облуче­ ния и созданию новых видов отходов. Следовательно, необходимо оценивать общее воздействие радиации, включая профессиональ­ ное облучение, а не только воздействие на население. При соотнесении этих показателей с зависимостями доза— эффект, которые были рассмотрены в разделе 2, были получены общие оценки вероятных последствий облучения для здоровья лиц, работающих на ядерных установках, и для остального населения. Результаты оценки показывают, что на 1000 М В т(эл)-г вырабо­ танной энергии приходится менее одного заболевания раком, при­ чем примерно в половине случаев рак оказывается излечимым. Кроме того, на каждые 1000 М В т(эл )-г энергии приходится в среднем 7г случая генетических повреждений различной степени тяжести. Следует отметить, что промышленные рабочие подвергаются такж е риску аварий, не связанных с облучением, причем на 6 2 1000 М В т(эл)-г энергии приходится 7г случая со смертельным исходом и примерно 30 случаев с потерей трудоспособности. 9. ВЛИЯНИЕ НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ Все отрасли промышленности, включая те, которые связаны ■с производством энергии, оказывают некоторое влияние на окру­ жающую среду. В данном разделе рассматриваются тепловые вы­ бросы (с учетом их биологических и экологических последствий), а также химические отходы. Такие выбросы характерны не только для атомных электростанций, но и для электростанций, работаю­ щих на ископаемом топливе; влияние последних на окружающую среду рассматривается ниже в разделе 11. 9.1 Влияние тепловых выбросов Слив нагретой воды с атомной электростанции в качествен­ ном отношении не отличается от соответствующего слива с обыч­ ных электростанций и лишь несколько отличается количественно. Тепловые выбросы, которые иногда называют тепловым «загряз­ нением», означают нежелательную аккумуляцию тепловой энергии в какой-то фазе окружающей среды [89]. Недавно были опублико­ ваны обзоры, посвященные изучению влияния тепловых выбросов на окружающую среду [90, 91]. Отработавший пар, использованный для вращения турбины, конденсируется путем охлаждения большими количествами воды. При одной1 и той же электрической мощности атомные электро­ станции используют большее количество охлаждающей воды, чем современные электростанции, работающие на ископаемом топливе, и сбрасывают примерно на 20% тепла больше [92, 90]. Тепловой к.п.д. современных атомных электростанций составляет около 33%; ожидается, что в будущем тепловой к.п.д. таких станций до­ стигнет 35—40%- В условиях полной нагрузки температура охлаж­ дающей воды на выходе атомной электростанции примерно на 8— 10°С выше, чем на входе. Это необходимо, учитывать, если для ■охлаждения предполагается использовать воду непосредственно из реки, озера или моря. Для удаления тепла применяются различные способы [93], которые могут свести до минимума влияние тепловых выбросов на природные водоемы, например использование градирен, разбавле­ ние в искусственных озерах или каналах (если имеется достаточ­ ная территория), взятие воды с более глубинных и более холод­ ных участков или добавление перед сбросом холодной воды [49]. Биологические и экологические последствия. Влияние тепло­ вых выбросов на окружающую среду зависит от размера водоема, 63 в который сбрасывается теплая вода, его глубины, скорости тече­ ния и т. д. Повышение температуры может оказать очень большое воздействие на размножение, рост, места выплода, выживание и циклы развития различных водных организмов в данном водоеме. Повышение температуры приводит также к уменьшению раствори­ мости газов в воде; например, между 20 и 30°С количество раство­ ренного кислорода уменьшается на 17% [89], т. е. с 9,2 мг/л до 7,6 мг/л. Одновременно с этим потребление кислорода водными организмами увеличивается, так как при повышении температуры на 10°С почти удваивается интенсивность метаболизма. При этом из-за температурной стратификации может затрудняться переме­ шивание верхнего и нижнего слоев воды, вследствие чего органи­ ческие продукты разложения оказываются отделенными от более значительных количеств кислорода, которые содержатся в верхнем слое воды, а это ведет к истощению содержания кислорода в ниж­ них слоях [90]. Одним из последствий повышения интенсивности метаболизма с увеличением температуры является более интенсивное поглоще­ ние многих радиоизотопов, например цезия, кобальта, йода и цин­ ка. В то же время, период полувыведения этих радиоактивных изотопов из организмов уменьшается в результате более быстрого достижения равновесных концентраций [57]. Д ля некоторых видов рыб более высокие температуры могут быть даже благоприятными, но при температуре выше 30°С выжи­ вают лишь очень немногие виды. При температурах выше 20°С уменьшается кормовая база рыб; в частности, диатомовые водо­ росли постепенно заменяются на менее пригодные в качестве кор­ ма, а иногда и токсичные сине-зеленые водоросли. Выше 35°С поч­ ти все диатомовые водоросли исчезают. Таким образом, при тем­ пературах 30—35°С водоем по существу превращается в биологи­ ческую пустыню [89]. По этим и другим причинам, как, например,, размыв дна водоемов под действием сбрасываемых вод, агентства по контролю в различных странах установила жесткие ограниче­ ния на сброс воды, используемой для охлаждения. К благоприятным последствиям сброса теплой воды [91] сле­ дует отнести: ее использование для орошения, нагрева почвы и за ­ щиты урожая, для обогрева в прилегающем районе, а также для поддержания температур, оптимальных для роста и размножения рыб и других водных организмов. Подробные сведения о биологических и экологических послед­ ствиях тепловых выбросов приведены во многих работах [89, 49, 50, 51, 57, 27, 28, 94, 91, 53, 95, 90]. Влияние на климатические условия. В градирнях с водяным, охлаждением происходит некоторое испарение охлаждающей воды;: этому может способствовать продувка воздуха через струи воды внутри градирни. Выброс в атмосферу воды, температура которой выше температуры окружающего воздуха, может привести к неко­ 64 торым нежелательным последствиям местного характера, напри­ мер, к появлению тумана или образованию льда на деревьях, до­ рогих и линиях электропередачи [90]. Кроме того, неблагоприятное воздействие на окружающую среду может оказывать выброс хи­ мических веществ, которые добавляются к воде для подавления роста различного рода микроорганизмов [49]. Учитывая влияние на окружающую среду градирен с водяным охлаждением (непосредственный контакт воздуха с водой), во мно­ гих случаях предпочитают сооружать градирни с воздушным ох­ лаждением, в которых вода циркулирует по замкнутому контуру, хотя такие градирни требуют более значительных затрат и большей земельной площади. 9.2 Химические отходы При производстве энергии с использованием ядерного или ископаемого топлива, как и в других промышленных циклах, очень •важен контроль за выбросами химических веществ. Хотя для ог­ раничения выбросов химических веществ до приемлемых уровней уже разработаны различные средства, имеющаяся технология не всегда используется наилучшим образом. При работе электростанций, использующих как ядерное, так и ископаемое топливо, применяются различные химические соеди­ нения [96]. К числу этих химических соединений относятся проти­ вокоррозийные вещества, такие, как смеси хроматов, цинка, фос­ фатов и силикатов. С целью подавления роста микроорганизмов к охлаждающей воде в градирнях добавляют хлор, гипохлориты, хлорфенолы, четвертичные амины и металлорганические соедине­ ния. Для регулирования pH воды применяют кислоты и щелочи. Осаждение пыли можно уменьшить путем использования различ­ ных полимеров, например диспергрирующих агентов, содержащих лигнин и танин, полиакриламидов, полиакрилатов и других поли­ электролитов. Подробный перечень химических соединений, при­ меняемых на атомных электростанциях, представлен в работе [96], где описано также их влияние на различные организмы. Нерадиоактивные отходы с электростанций, работающих на ядерном топливе (см. рис. 2), включают окислы азота и серы, ■фториды, сульфаты, неорганические соли кальция и железа, хло­ ристый натрий, нитраты и аммиак. Допустимые пределы выброса этих химических соединений и специальные правила, касающиеся их удаления, устанавливаются правительственными организация­ ми [97]. 10. РАСПРОСТРАНЕНИЕ ЯДЕРНОГО ОРУЖИЯ, САБОТАЖ И ТЕРРОРИЗМ Распространение ядерного оружия следует рассматривать в двух различных аспектах: с точки зрения возможного увеличения 65 числа суверенных государств, имеющих доступ к ядерному ору­ жию, и отдельных внутринациональных групп населения, полу­ чающих и использующих ядерное оружие в террористических целях. Касаясь вопроса о распространении ядерного оружия, Рабо­ чая группа отметила статус Договора о нераспространении ядер­ ного оружия, ратифицированного к настоящему времени 100 госу­ дарствами, и усилия стран, владеющих ядерным оружием, по координации мер, необходимых для уменьшения возможностей распространения ядерного оружия в мире. Учитывая, что в буду­ щем количества делящихся веществ будут постоянно возрастать, Рабочая группа подчеркнула важность непрерывных усилий по' уменьшению риска хищения этих веществ в процессе осуществле­ ния ядерного топливного цикла. Правительства ряда стран и меж­ дународные организации разрабатывают более строгие меры для обеспечения контроля за делящимися материалами при их исполь­ зовании, транспортировке и хранении [98, 99, 100]. Неоднократно делались попытки оценить усилия, которые не­ обходимы для изготовления ядерного оружия, если имеются нуж­ ные материалы. Согласно этим оценкам, для изготовления ядер­ ного оружия требуется от нескольких человеко-месяцев [100а, 10Ц до десятков человеко-лет [102] высококвалифицированного труда. В одном из исследований [102] сделан вывод, что гораздо большую опасность представляет хищение ядерного оружия у государств,, обладающих таким оружием. Проведено изучение различных последствий возможных актов саботажа при работе на ядерных установках [103, 104, 105]. Эти исследования показали, что вероятные последствия саботажа при работе на ядерных установках гораздо менее значительны, чем при работе на других промышленных объектах. Согласно сделанным оценкам, вероятные последствия ряда последовательных актов са­ ботажа составляют лишь незначительную часть самых серьезных последствий при авариях на реакторах, которые были изучены в исследовании безопасности работы на реакторах в США (раз­ дел 7). Последствия варварского рассеяния в атмосфере аэрозоля плутония террористами в густонаселенных районах могут быть очень серьезными. Влияние такого рассеяния на здоровье населе­ ния было предметом изучения во многих исследованиях [104, 106]. Согласно расчетам, основную опасность при таком рассеянии пред­ ставляет вдыхание зараженного облака, которое может вызвать примерно 0,05 случая смерти на 1 г диспергированной двуокиси плутония [106]. Отдельные районы могут оказаться зараженными до такой степени, что возникнет необходимость в частичной эва­ куации и последующем обеззараживании. Было рассчитано [107], что при относительно небольших количествах рассеянного в ат­ мосфере плутония затраты на обеззараживание могут исчисляться в миллионах долларов. 6 6 Возможные последствия рассеяния плутония в атмосфере- можно оценить по тому факту, что в результате испытаний ядер­ ного оружия выброц плутония в атмосферу составил примерно 5 т [108]. Если бы это количество равномерно распределилось по всему земному шару, то каждый человек получил бы дозу более 1 мг, тогда как в действительности измеренное содержание плутония в организме в десятки миллионов раз меньше [109]. В недавно проведенном исследовании [105] указывается на возможность разработки теории количественных решений для оценки потенциальной опасности терроризма с экономической и социальной точек зрения. Рабочая группа сделала вывод, что хотя не существует спосо­ бов, которые вообще исключили бы возможность хищения терро­ ристами радиоактивных материалов, пригодных для изготовления' ядерного оружия, а также саботажа при работе на ядерных уста­ новках, опасность таких действий для населения не' должна з а ­ метно превышать другие аналогичные опасности, уже существую­ щие в современном обществе. Сделан также вывод, что снижение уровня производства атом­ ной энергии не приведет к заметному уменьшению угрозы терро­ ризма. Однако Группа подчеркнула важность постоянных усилий,, направленных на максимальное уменьшение опасности в резуль­ тате хищения плутония и различных актов собатажа при работе- на ядерных установках. 11. РАССМОТРЕНИЕ ПРОБЛЕМ ЗДОРОВЬЯ В СВЯЗИ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ АТОМНЫХ И ДРУГИХ ИСТОЧНИКОВ ЭНЕРГИИ Оценка тенденций в отношении воздействия атомных источни­ ков энергии на здоровье населения и окружающую среду может быть получена только при сравнении с воздействием других источ­ ников энергии. ^Сравнительные оценки необходимы также как ос­ нова для разработки рациональных и эффективных мер контроля и обеспечения безопасности при минимальных затратах. В настоя­ щее время основными источниками энергии, помимо атомных элек­ тростанций, являются электростанции, работающие на угле и нефти.. 11.1 Воздействие на здоровье населения Постоянное повышение требований в отношении контроля за выбросами на электростанциях, работающих на ископаемом топ­ ливе, несомненно должно привести к снижению вредного воздей­ ствия на здоровье населения в расчете на единицу электроэнергии,, вырабатываемой на этих станциях. Изменение технологии произ­ водства в будущем может привести к значительному уменьшению- 6 7 Таблица 11. Годовые вы бросы хим ических загрязнителей с электростанций м ощ ностью 1000 МВт(эл), работаю щ их на ископаем ом топливе (приведена с некоторы м и изм енениями из работы [118]) Годовы е п о к азател и вы бросов (на 1 0 0 0 т) З аг р я зн и те л и у г о л ь а н еф ть 1- Альдегиды 0,0 5 2 0 ,12 Окись углерода 0 ,5 2 0,0084 Углеводороды 0,21 0 ,67 Окислы азота 21 22 Окислы серы 1396 53 Твердые частицы 4 ,5 В 0 ,7 а С ж и г а н и е п р и м е р н о 2 ,1 .106 т го д и о л у б и т у м и н о зн о го у гл я , б П р е п о л а г а е т с я с о д е р ж а н и е 3,5% се р ы , и з к о т о р о й 15% о с т а е т с я в зо л е , в П р е д п о л а г а е т с я с о д е р ж а н и е 9% зо л ы ; э ф ф е к т и в н о с т ь у д а л е н и я л ет у ч ей зол ы п р и н я т а р а в н о й 97,5% . г С ж и г а н и е п р и м е р н о 1,7.105 м3 н еф т и в го д ; с о д е р ж а н и е зо л ы и серы п р е д ­ п о л а г а е т с я р а в н ы м со о т в е тс т в е н н о 0,05 и 1,6% (п о м а с с е ) . Д е й с т в и т е л ь н ы е п о к а з а ­ те л и с о д е р ж а н и я се р ы б о л е е б л и зк и к с р е д н е м у зн а ч е н и ю 0,7% ,ГПЗ"|. П р и в ед ен н ы е в т а б л и ц е ц и ф р ы д а н ы д л я у сл о в и й , к о г д а п р о и зв о д с тв е н н ы е п р о ц ессы о с у щ е с т ­ в л я ю т с я б ез п р и н я т и я к а к и х -л и б о с п е ц и а л ь н ы х м ер по о гр ан и ч е н и ю в ы б р о с а за г р я з н и т е л е й . выброса ряда токсичных химических загрязнителей (табл. 11) [110]. Кроме загрязнителей, перечисленных в указанной таблице, в процессе сжигания угля выделяются в следовых количествах еще 30 элементов. Некоторые из этих элементов токсичны, в частности бериллий, ртуть, мышьяк, кадмий,, рвинец, ванадий и никель. Уже неоднократно делались попытки установить определенную зависимость между загрязнением ,воздуха и различными видами нарушения здоровья [111, 112, 113, 114, 40, 19, 115, 116]. Но в связи с отсутствием надежных данных (о воздействии загрязнителей при ■низких концентрациях чаще всего пытались определить пороговую зависимость в случае острых и хронических заболеваний, вызывае­ мых загрязнением воздуха. Однако как и в случае облучения, для •канцерогенного действия и влияния на генетические механизмы установление зависимости порогового типа невозможно [117]. В ряде работ были сделаны оценки возможных случаев смер­ ти среди населения. Проведенный недавно анализ этих оценок [111] позволил сделать вывод, что число случаев преждевременной смерти в результате выбросов с электростанций, работающих на ископаемом топливе, может быть значительно выше, чем в резуль­ тате выбросов с антомных электростанций. Однако эти оценки очень приближенны, о чем свидетельствуют значительные расхож­ дения в числе предполагаемых случаев смерти [например, соглас­ но оценкам число смертей за год эксплуатации электростанции мощностью 1000 М Вт(эл), работающей на угле, колеблется от 1,6 до 1 и ] ; таким образом, проведение сколько-нибудь надежных сравнений с соответствующими оценками для атомных электростан­ ций оказывается очень трудным. ,68 Сложной проблемой при оценке воздействия на здоровье населения выбросов с электростанций, работающих на' ископае­ мом топливе, является определение специфического действия от­ дельных химических загрязнителей, особенно если учесть возмож­ ность хорошо известного явления синергизма, например, синерги­ ческого действия взвешенных твердых частиц, озона и окислов азота. Дополнительной трудностью является неизвестный характер влияния химической и физической природы взвешенных твердых частиц. Обычно считается, что при эксплуатации электростанций, работающих на ископаемом топливе, основную опасность для здо­ ровья представляют выбросы, содержащие двуокись серы в соче­ тании с твердыми частицами. Поэтому стандарты качества возду­ ха, устанавливаемые для защиты здоровья человека, обычно предусматривают допустимые пределы ' содержания в воздухе двуокиси серы. Однако коэффициенты запаса некоторых из таких стандартов оказались довольно низкими. Стандартами качества воздуха предусматриваются также до­ пустимые пределы для ряда других загрязнителей, неблагоприят­ ное действие которых на здоровье человека является очевидным. Это действие может иметь самые различные проявления, начиная от «чувства дискомфорта, физиологических отклонений от нормы, появления отдельных симптомов, развития заболевания, потери рабочего времени и преждевременного выхода на пенсию до пол­ ной потери трудоспособности и смерти» [119]. В настоящее время растет понимание того, что концентрации двуокиси серы не являются наилучшими критериями опасности, которые представляют для здоровья человека соединения серы, содержащиеся в атмосферном воздухе. Самыми опасными загряз­ нителями воздуха из сернистых соединений теперь считают части­ цы сульфатов и серной кислоты, в которые преобразуется двуокись серы. Очевидно, что коэффициенты запаса при выбросах с устано­ вок, работающих на ископаемом топливе (в данном случае рас­ сматриваются уровни, оказывающие легко выявляемое воздействие на здоровье), гораздо ниже соответствующих коэффициентов при облучении в процессе осуществления ядерного топливного цикла. 11.2 Производственный травматизм Имеется большое количество статистических данных о случаях смерти и различного рода травмах при авариях на электростан­ циях, работающих на ядерном топливе, угле и нефти, а также при осуществлении производственных процессов на других стадиях топливного цикла, включая добычу. Обзор этих данных был сделан в работе [111]. Соответствующие оценки, полученные на основе рассмотренных данных, а также оценки по атомной энергетике, сделанные Рабочей группой, приведены в табл. 12. 6— 1241 69- Таблица 12. Число случаев см ерти в результате авариГ: на электростанции м ощ ностью 1000 МВт(эл) и при осущ ествлении производственны х процессов на д р уги х стадиях топливного цикла за го д а Т оп ли во Ч и сл о сл у ч аев см ерти п р и авари ях н а производстве Уголь 0 ,5 4 — 5 Нефть 0 ,1 4 — 1,3 Ядерное топливо 0 ,0 1 — 0 ,8 6 ~ 0 , 3 В а Д а н н ы е о н е с ч а с т н ы х с л у ч а я х п ри со о р у ж е н и и у с т а н о в о к не в к л ю ч ен ы и з - з а о т с у т с т в и я с о о т в е тст в у ю щ е й и н ф о р м а ц и и по э л е к т р о ­ с т а н ц и я м , р а б о т а ю щ и м н а и с к о п а е м о м то п л и ве . б П р и в е д е н ы м и н и м а л ь н ы е и м а к с и м а л ь н ы е о ц ен ки по 4 и с с л е д о ­ в а н и я м , р а с с м о т р е н н ы м в р а б о т е [1111. в Э т а ц и ф р а , в з я т а я из т а б л . 9, не в к л ю ч а е т с л у ч а и см ер ти при а в а р и я х в о в р е м я с о о р у ж е н и я у с т а н о в о к . 11.3 Радиоактивность, исходящая от электростанций, работающих на ископаемом топливе Летучая зола с электростанций, работающих на угле и нефти,, содержит следовые количертва урана и тория и продукты их ра­ диоактивного распада, особенно радий-226 и радий-228. Их фактические количества зависят от эффективности удаления лету-, чей золы и состава угля. Выброс радия с электростанций, рабо­ тающих на нефти, гораздо меньше, так как летучая зола, обра­ зующаяся при сжигании нефти, содержит примерно V io часть того- количества радия, которое содержится в летучей золе, образую­ щейся при сжигании угля: кроме того, уголь дает большее количе­ ство золы, чем нефть [120]. Радиоактивные выбросы с электростан­ ций, работающих на ископаемом топливе, незначительны; в расче­ те на 1 МВт(эл) они составляют примерно в 108 раз меньше тех допустимых уровней, которые приняты М КРЗ на основе результа­ тов измерений в полевых условиях [120]. Проведен ряд сравнитель­ ных исследований по оценке влияния на здоровье радиоактивных выбросов с электростанций, работающих на ископаемом и ядерном: топливе [120, 112]. Как правило, при современной технологии про­ изводства радиоактивные выбросы в атмосферу с электростанций, работающих на угле, оказывают меньшее воздействие на здоровье населения, чем соответствующие выбросы от реакторов с кипящей водой, и большее, чем от реакторов, охлаждаемых водой под дав­ лением. Влияние радиоактивных, веществ, содержащихся в жидких отходах с электростанций, работающих на угле, не оценивалось, но предполагается, что это влияние гораздо меньше по сравнению с тем, которое оказывают жидкие отходы с атомных электростанций.. 70 11.4 Влияние на окружающую среду Обычно площадь территории, которая необходима для соору­ жения электростанции, а также для добычи и обработки топлива, меньше, если речь идет об электростанции, работающей на ядер- ном, а не на ископаемом топливе [121] При эксплуатации крупных атомных электростанций за год требуется обычно менее 70 перевозок грузовыми автомобилями свежего и отработавшего ядерного топлива, тогда как при эксплуа­ тации электростанций такой же мощности, работающих на иско­ паемом топливе, за год требуется перевезти водным или железно­ дорожным транспортом порядка 1,5—2,5-10® т топлива. Объем перевозок отходов с электростанций, работающих на ископаемом топливе, значительно варьирует в зависимости от используемых методов обработки твердых отходов. Таким образом, влияние на окружающую среду перевозок топлива и отходов будет, несомнен­ но, гораздо больше в случае электростанций, работающих на угле Ц нефти. Влияние на окружающую среду выбросов в атмосферу с элек­ тростанций, работающих на ископаемом топливе, может быть очень существенным и охватывать большие районы. Это влияние в ос­ новном определяется выпадением осадков, содержащих кислоты, которые образуются из окислов серы и азота. В результате выпа­ дения таких осадков повышается кислотность почвы, а такж е озерной и речной воды, что оказывает серьезное воздействие на водные организмы, состав растительности и скорость роста. Вы­ бросы в атмосферу радиоактивных веществ с электростанций, работающих на ископаемом и ядерном топливе, по-видимому, не оказывают заметного влияния на окружающую среду. Тепловые выбросы с электростанций, работающих на ядерном и ископаемом топливе, примерно одинаковы, но на атомных элек­ тростанциях в воду сбрасывается примерно на 20% тепла больше, чем на электростанциях, работающих на ископаемом топливе. В некоторых местностях повышение температуры охлаждающей воды может серьезно повлиять на местную гидросферу. Тепловые выбросы с атомных электростанций и электростан­ ций, работающих на ископаемом топливе, могут влиять на клима­ тические условия, но, как правило, только в местном масштабе [122]; более значительное воздействие на климатические условия оказывают выбросы двуокиси углерода с электростанций, работаю­ щих на ископаемом топливе [123, 124]. Однако общее повышение температуры, которое может быть вызвано выбросами двуокиси углерода с электростанций, работающих на ископаемом топливе, компенсируется одновременным выбросом пыли и летучей золы. Например, было рассчитано [122], что за период с 1980 по 2050 г. общая температура воздуха повысится в среднем на 5°С, если все потребности в энергии во всем мире будет в основном удовлетвб- 6* .71 ряться электростанциями, работающими на ископаемом топливе. Однако такие оценки являются весьма приблизительными, так как они основаны на весьма неполных данных. 11.5 Альтернативные источники энергии Среди важнейших потенциальных источников энергии, которые могут найти широкое применение в будущем наряду с уже сущест­ вующими, следует в первую очередь назвать источники, использу­ ющие термоядерную и солнечную энергию. Но даже при самой усовершенствованной технологии производства эти источники будут также оказывать воздействие на окружающую среду и со­ стояние здоровья населения [125]. На электростанциях, использующих термоядерную энергию, к концу срока их службы, несомненно, будут образовываться боль­ шие количества твердых радиоактивных отходов, которые потре­ буют удаления или длительного хранения в безопасных условиях. При эксплуатации таких электростанций неизбежна некоторая утечка радиоактивных веществ [126], причем основную радиологи­ ческую опасность для здоровья населения будет скорее всего пред­ ставлять тритий. Однако предполагается, что на термоядерных электростанциях количество радиоактивных отходов должно быть значительно меньше, чем на атомных. Электростанции, использующие солнечную энергию, также могут оказывать существенное воздействие на окружающую среду, так как для их сооружения необходимы очень большие территории. Кроме того, следует учитывать большие количества специальных материалов, которые потребуются для сооружения таких электро­ станций, работу, связанную с их обслуживанием и эксплуатацией, необходимые системы электропередачи, а также работы по выводу таких станций из эксплуатации. Все это может иметь серьезные последствия для здоровья населения, которые трудно оценить из-за отсутствия подробных данных о конструкции таких электростан­ ций, а также об условиях их эксплуатации и методах обработки отходов. Другие потенциальные промышленные источники энергии, сре­ ди которых можно назвать электростанции, использующие энергию ветра, морских приливов и волн или тепло геотермальных вод, также не могут не оказывать воздействия на окружающую среду, что само по себе представляет определенную опасность. Однако количественные оценки предполагаемого влияния всех этих потен­ циальных источников энергии на здоровье населения и окружаю­ щую среду в настоящее время сделать невозможно из-За отсут­ ствия достаточной информации о конструктивных особенностях таких электростанций и методах их эксплуатации, вследствие чего нельзя провести сравнительное изучение воздействия этих электро­ станций и уже существующих систем производства энергии. 72 Количественный анализ воздействия атомных электростанций на здоровье itfiблагополучие отдельных лиц и всего населения в целом следует проводить в сравнении с соответствующим влиянием альтернативных источников энергии (как существующих, так и потенциальных). При таком анализе данные должны обрабаты­ ваться на эквивалентной основе, т. е. при условии одинаковых мощностей и полного цикла операций. Кроме того, оценивая вред­ ные последствия эксплуатации атомных электростанций, необходи­ мо обязательно учитывать тот потенциальный ущерб, который свя­ зан с невозможностью выработки необходимой дополнительной энергии ни одним из альтернативных способов. Поскольку данные о влиянии на здоровье населения альтер­ нативных источников энергии (например, работающих на ископае­ мом топливе), как правило, менее точны по сравнению с данными о влиянии облучения, всю имеющуюся информацию по этим проб­ лемам рекомендуется подвергнуть тщательному анализу; для более полного понимания возможного влияния на здоровье насе­ ления альтернативных источников энергии необходимы соответст­ вующие исследования. В недавно опубликованном обзоре [127] на­ мечены основные направления, в которых должны проводиться будущие исследования по оценке влияния на здоровье населения сжигания ископаемого топлива. 11.6 Выводы 12. ИНФОРМИРОВАНИЕ НАСЕЛЕНИЯ В некоторых странах развитие атомной энергетики не вызва­ ло широкого обсуждения или противодействия со стороны населе­ ния. Однако во многих странах развернулись широкие дискуссии по поводу приемлемости производства атомной энергии. Основную озабоченность населения вызывает влияние облучения на состоя­ ние здоровья на различных стадиях ядерного топливного цикла. Рабочая группа подчеркнула важность своевременного и по­ стоянного распространения среди населения максимально полной информации обо всех возможных последствиях эксплуатации атомных электростанций, включая сравнительную оценку влияния альтернативных источников энергии. В распространении этой ин­ формации большое место отводится участию органов обществен­ ного здравоохранения. Важную роль в распространении информации об атомной энергетике и выработке у населения правильного отношения к рас­ сматриваемым проблемам должны играть международные органи­ зации. СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ 1. UN ITED NATIO NS SCIENTIFIC COMMITTEE ON THE EFFECTS OF ATOMIC RADIATION 27th Session . Suppl. No. 25. N ew York, United N ations, 1972 (UN SCEA R report, A8725) 2. NATIONAL ACADEMY OF SCIENCES, NATIONAL RESEARCH COUNCIL. The effects on popu la tion s of exposure to low leve ls of ion izing radiation . W ashington, DC, N ational Academ y of Sciences, 1972 (BEIR report) 3. HEALY, J. W., ed. P lutonium -health im plications for man. H ealth physics, 29 : 441— 632 (1975) 4. NATIONAL CO UNCIL ON RADIATION PROTECTION AND M EASU RE­ M ENTS. A lp h aem ittin g p artic les in lungs. W ashington, DC, 1975 (NCRP Re­ port No. 46) 5. M EDICAL RESEARCH COUNCIL. The to x ic ity of plutonum . London, Her M ajesty’s Stationery Office, 1975 6. PO C H IN, E. E. E stim a ted population exposure from nuclear pow er production and other rad ia tion sources. Paris, Nuclear Energy A gency, O rganisation for Econom ic Co-operation and Developm ent, 1976 7. SANKARANARAYANAN, K. Evaluation and re-evaluation of genetic radia­ tion hazards in man, other relative data and risk assessm ent. M ut. R es., 35: 387 (1976) 8. JABLON, S. & КАТО, H. M o rta lity am ong A -bom b su rv ivo rs 1950— 1970. Atom ic Bomb C asualty Com m ission, Hiroshima, Atom ic Bomb C asualty Com ­ m ission, N agasaki, 1971 (ABCC-TR-10-71) 9. FRIGERIO, N. A. et al. The A rgon ne rad io log ica l im pact program m e Chica­ go, Argonne N ational Laboratory (1973) (Report AN L/ES-26) 10. FRIGERIO, N. A. & STOWE, R. S. Carcinogenic and genetic hazard 'from background radiation. In: B iolog ica l and environm en tal effects of low level radiation . Vol. 2. V ienna, International Atom ic Energy A gency, 1976, p. 385 (ST I/P U B /409) 11. GOPAL-AYENGAR, A. R. et al. Evaluation of the long-term effects of high background .rad iation on selected population groups of the Kerala Coast. In: Peacefu l uses of a tom ic energy, P roceed in gs of the Fourth In ternational Conference, G eneva (1971), vol. II. V ienna, United N ations and International Atom ic E nergy Agency, 1972, pp. 31— 51 12. JACOBSON, A. P. et al. Role of natural radiation in human leukaem ogene- sis. A m er. J. publ. H lth, 6 6 :3 1 (1976) 13. KOCHUPILLAI, N. et al. D ow n’s syndrom e and related abnorm alities in an area of high background radiation in coastal Kerala. N ature, 262 : 60 (1976) 14. DO LPH IN, G. W. A com parison of the observed and expected cancers of the haem atopoietic and lym phatic sy s te m s am ong w orkers a t W indscale: a first report. W ashington, DC, N ational R adiological Protection Board, 1976 (NRPB-R.54) 15. POCHIN, E. E. M alignancies fo llow in g low radiation exposure in man. Brit. J. R adiol., 49 : 577 (1976) 16. CH ILDS, B. et al. Gene m utation as a cause of human disease. In: Sutton, H. E. & Harris, М. I., ed., M utagenic effec ts of environm ental contam inants. London, Academ ic Press, 1972, pp. 3— 14 17. STE VENSO N , A. C. The load of hereditary effects in human populations. R adia tion Research, Suppl. 1, p. 306 (1959) 18. TRIM BLE, В. K. & DOUGHTY, J. H. The am ount of hereditary disease in human populations. Ann. Hum. Genet, (b o n d .) , 38 : 199 (1974) 19. RAMEL, C., ed. E valu ation of gen etic r isk s of environm en tal chemicals. S to ­ ckholm, Sw edish Royal Academ y of Science, 1973 (Ambio Special Report No. 3) 20. BRIDG ES, B. A. Short term screening tests for carcinogenesis. N ature, 261 : 195 (1976) 21. U S ENVIRONM ENTAL PROTECTION AGENCY. E nvironm ental an a lysis of the uranium fuel cycle. W ashington, DC, 1793 (EPA-520/9-73-003) 22. PIG FO RD , Т. H. Environm ental aspects of nuclear power production. Ann. R ev. Nucl. Science, 2 4 :5 1 5 (1974) 74 23 . INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. M an agem en t of rad ioactive w a stes from the nuclear fuel cycle. V ienna, 1976 (ST I/P U B /433) 24. INTERNATIONAL CO M M ISSION FOR RADIOLOGICAL PROTECTION. Oxford, Pergam on P ress (ICRP Publications, numbers 1—23) 25 . INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. R adia tion pro tection in the m ining and m illin g of rad ioactive ores. Geneva, ILO /IAEA 1968 (IAEA Safe­ ty Series No. 26) (ST I/P U B /151) - 26 . INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. R egu la tion s for the safe transport of rad io a c tive m ateria ls. V ienna, 1973 (ST I/P U B /323) 27. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. S itin g of nuclear facilities. Vienna, 1975 (ST I/P U B /394) 28. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. E nvironm ental surveillance around nuclear insta lla tions. V ienna, 1974 (ST I/P U B /353) 29. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. H andlin g of rad ia tion ac- .. c idents. Vienna, 1969 (ST l/P U B /229) 30. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. P opula tion dose evaluation and stan dards for m an and his environm ent. V ienna, 1974 (ST I/P U B /375) ;31. INTERNATIONAL CO M M ISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION. O x­ ford, Pergam on Press, 1966 (ICRP Publication 15) 32. INTERNATIONAL CO M M ISSION ON RADIATION PROTECTION. lm plica- . tions of C om m ission recom m endations tha t d o ses be kep t as low as read ily achievable. Oxford. Pergam on Press, 1973 (ICRP Publication 22) 33. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. T raining in rad io log ica l protection: curriculum and program m ing. V ienna, 1975 (Technical Report S e ­ ries No. 31) .(ST I/D O C /10/31) 34. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY A G E N C Y /S ta n d a rd isa tio n of rad ioacti­ ve w aste categories. V ienna, 1970 (Technical Report Series No. 101) 35. US ATOMIC ENERGY COM M ISSION; E nviron m enta l su rvey of tran sporta ­ tion of rad ioactivem ateria ls to and from nuclear pow er p lan ts. W ashington, DC 1972 36. NUCLEAR ENERGY AGENCY OF THE ORGANISATION FOR ECONOMIC CO-OPERATION AND DEVELOPM ENT R adioactive w a ste m anagem ent- prac­ tices in w estern Europe. Paris, 1972 ■37. U S ATOMIC ENERGY CO M M ISSION. E nvironm ental su rvey of the uranium fuel cycle. W ashington, DC, 1974 (W ASH-1284) 38. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, P roceed in gs of a M eeting of E xperts to d iscuss IAEA P rogram on W aste M anagem ent, 19 Decem ber 1974. Vienna, 1975 39. COM M ISSION OF THE EUROPEAN COM M UNITIES. The pred ic ted ra d ia ­ tion exposure of the population of the European C om m unity resu ltin g from discharges of krypton-85, tritium , carbon-14 and iodine-129 from the nuclear pow er indu stry to the year 2000. Luxembourg, 1975 (DOC V /2676/75) 40 . ROYAL COM M ISSION ON ENVIRONM ENTAL POLLUTION. Sixth Report, Nuclear pow er and the environm ent. London, Her M ajesty’s Stationery Office, 1976 41. McGRATH, P. E. R adioactive w a ste m anagem en t p o ten tia ls and hazards from a risk po in t of v iew . Karlsruhe, D ie G eselschaft fur K ernforschung, 1974 (report KFK 1992) 42. GRIMWOOD, P. D. & W EBB, G. A. M. A ssessm en t of the rad io log ica l p ro ­ tection aspects of d isposa l of h igh -level w a ste on the ocean floor. H arwell, National Radiation Protection Board, 1976 (NRPB-R48) 43. CORBETT, A. D. W. et al. P roblem s in the d esig n and specification of con­ tainers for v itrified high level liquid w aste . V ienna, International Atomic Energy Agency, 1976, p. 217 (ST I/P U B /433) 44. CLELLAND, D. W. P resen t m ethods of s to r in g h igh ly rad ioactive w a ste in the United K ingdom and proposa ls for the future. N inth W orld E nergy Con­ ference, Detroit, 1974 <45. CO M M ISSION OF THE EUR O PEAN COM M UNITIES. P rogram m e on u lti­ m ate w a ste d isposal. B russels, 1975 (C 0 7 (7 4 )] . . . • 46. NAUDET, R. The Oklo nuclear reactors; 1800 m illion years ago. In terd iscip­ linary Science R eview s, 1 (1) (1976) 47. U S ATOMCI ENERGY CO M M ISSION. H igh level rad ioactive w a ste m anage­ m ent a ltern atives . W ashington, DC, 1974 (W A SH -1297) 48. U S ENERGY RESEARCH DEVELOPM ENT AUTHORITY. Alternatives for m anaging nuclear w astes in LWR fuel cycle. Nuclear Incineration, 4 (1976) 49. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Nuclear p ow er and the en­ vironm ent. V ienna, January 1973 (ST I/PU B /321 Rev.) 50. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Transuranium nuclides in the environm ent. V ienna, 1975 (ST I/P U B /410) 51. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGEUCY. Im pact of nuclear re leases into the aquatic environm ent. V ienna, 1975 (ST I/P U B /406) 52. NATIONAL ACADEMY OF SC IENC ES. A ssessin g po ten tia l ocean pollu tan ts. W ashington, DC, 1975 53. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Inform ation Circular INF. CIRC/205/Add. 1, p. 3. V ienna, 10 January 1975 54. W EBB, G. A. M. & MORLEY, F. A m odel for the evaluation of the deep oce­ an d isp o sa l of ra d ioactive w aste. H arwell, N ational R adiological Protection Board, 1973 (NRPB-R14) 55. Final A c t of the Iter go vern m en ta l Conference on the C onvention on the D um ping of W astes a t Sea (“London C onvention”), M iscellaneous No. 54. London, Her M ajesty’s Stationery Office, 1972 56. HETHERINGTON, J. A. et al. Environm ental and public health consequences of the controlled disposal of transuranic elem ents to the marine environment. In: Im pact of nuclear re leases into the aquatic environm ent. Vienna, Interna­ tional Atom ic Energy Agency, 1975 (ST I/P U B /406), p. 193 57. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. C om bined effects on the environm en t of rad ioactive , chem ical and therm al releases from the nuclear industry . V ienna, 1975 (ST I/P U B /404) 58. U S ATOMIC ENERGY CO M M ISSION. C om parative risk-cost-benefit s tu d y of a ltern a tive Sources of electrical energy. W ashington, DC, 1974 (W A SH -1224) 59. POHL, R. O. Nuclear energy: health im pact of carbon-14. R adia tion and En­ vironm en ta l B iophysics, 1 3 :3 1 5 (1976) 60. NATIONAL COUNCIL ON RADIATION PROTECTION AND M EASU RE­ M ENTS. K rypton-85 in the atm osphere — accum ulation, b iological sign ifican ce and control technology, .W ashington, DC, 1975 (NCRP Report No. 44) 61. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. D ecom m ission ing of nuclear facilities. V ienna, 1975 (IAEA-179) (Report of a Technical Committee M e­ eting) 62. U S NUCLEAR REGULATORY CO M M ISSION. R eactor sa fe ty s tu d y — an as­ sessm en t of acciden t risks in US com m ercial nuclear pow er plants. W ashing­ ton, DC, 1975 (W A SH -1400) 63. BEATTIE, J. R. & BELL, G. D. A possible standard of risk for large acciden­ tal releases. In: P rincip les and s ta n d a rd s of reactor safe ty . Vienna, Interna­ tional Atom ic Energy A gency, 1973 (ST I/P U B /342), p. 11 64. SAM ENW ERKENDE ELEKTRICITEITS— PRODUKTIEBEDRIJVEN. R isk an a lysis of the nuclear fuel cycle in the N etherlands. Netherlands, 1975 65. SW E D ISH DEPT. OF INDUSTRY. The urban s itin g study. Stockholm, 1974 (SO U 1974, 56) (на шведском языке) 66. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. P rincip les and standards o f reactor sa fe ty . Vienna, 1973 (STI/PUB/342) 67. SH APPERT, L. B. et al. Probabilities and consequences of transportation ac­ cidents involv in g radioactive m aterial shipm ents in the nuclear fuel cycle. N uclear S a fe ty , 1 4 :5 9 7 (1973) 68. US ATOMIC ENERGY CO M M ISSION. E nvironm ental su rvey of transporta tion of ra d ioactive m ateria ls to and from nuclear pow er p lants. W ashington, DC, 1972 (W A SH -1238) 69. LAPP, R. E. The nuclear con troversy . Greenwich, CO, Fact System s, 1974 . 70. COHEN, B. L. Environm ental hazards in radioactive w aste disposal. P h ysics Today, Jan. 1976 7 6 71. WORLD HEALTH ORGANIZATION. P ro tec tio n ,o f the public in the even t o f radiation accidents. Geneva, 1965 72. W EBB, G. A. M. R adiation exposure of the public — the curren t leve ls in the U nited K ingdom . H arwell, N ational Radiation Protection Board, 1974 (NRPB-R24) 73. ARCHER, V. E. et al. Respiratory disease m ortality am ong uranium m iners. Ann. N ew York A cad. Sci., 271 : 280—293 (1976) 74. HOLADAY, D. A. E va lu a tio n <_and control of radon daugh ter h a za rd s in ura­ nium m iners. U S Departm ent of Health, Education and W elfare, N ational In­ stitute for Occupational Safety and Health, Rockville, MD (HEW Publication No. (NIOSEI) 74-117) 75. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Uranium m ining. V ienna, 1975 76. LUN DIN , F. E. et al. M ortality of uranium m iners in relation to radiation exposure, hard-rock m ining and cigarette sm oking — 1950 through Septem ber 1967. H ealth P hysics, 16:571 (1969) ' ' 77. LUN DIN , F. E. et al. R adon daugh ter exposure and resp ira tory 'cancer: quan­ tita tive and tem poral aspects. N IO SH and N IE H S Joint M onograph No. L Springfield, VA, N ational Technical Inform ation Service, 1971 78. SEVC, J. et al. Lung cancer in uranium m iners and long-term exposure to radon daughter products. H ealth P hysics , 30 :433 (1976) 79. TAYLOR, T. Quoted by Cohen, B. L., N uclear E ngin eering In tern ation al, 22 (253) : 26 (1977) 80. E ISE N B U D , M. E nvironm ental ra d io a c tiv ity . London, Academ ic Press, 1973 81. SCHRAGER, K. J. A nalysis of radiation exposures on or near uranium m ill ta ilin gs piles. R adiation D a ta and R eports, 15 :411 (1974) .82. SW IFT, J. J. et al. P o ten tia l rad io log ica l im pact of airborne releases and d i­ rect gam m a radiation to in d ividu a ls liv in g near inactive uranium m ill ta ilin sg s piles. W ashington, DC, U S Environm ental Protection Agency, 1976 (EPA- 520/1-76-001) 83. U S ENVIRONM ENTAL PROTECTION AGENCY. E stim a te s of ion ising ra ­ diation doses in the U nited S ta tes , 1960—2000. W ashington, DC, 1972 (O RP/ CSD 72-1) -84. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. R adio log ica l sa fe ty require­ m ents for fuel fabrication plants. Report of an Advisory Group m eeting, D e­ cember 1975 and August 1976, Vienna (в печати) 85. US ENVIRONM ENTAL PROTECTION AGENCY. H ealth e ffects of alpha- em ittin g particles in the resp ira tory tract. W ashington, DC, 1976 (EPA 520/4 76-013) 86. POCHIN, E. E. Occupational and other fatality rates. C om m unity H ealth, 6 : 2 (1974) 87. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. R egu la tions for the safe tra n ­ sport of rad ioactive m aterials. V ienna, 1973 [Safety Series No. 6 (rev. ed .)] 88. U S ATOMIC ENERGY CO M M ISSION. The p o ten tia l rad io log ica l im p lica tions of nuclear fac ilities on the U pper M ississipp i R iver B asin in the year 2000. W ashington, DC, 1973 (W A SH -1200) 89. COLE, L. C. Thermal pollution. B ioscience, 1 9 :9 8 9 — 992 (1969) 90. PARKER, F. L. Thermal pollution and the environm ent. In: In dustria l p o l­ lution. London, Van Nostrand Reinhold, 1974, p. 150 91. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. E nvironm ental e ffects o f cooling sy s te m s and therm al d ischarges a t nuclear pow er p lan ts. V ienna, 1975 (ST I/PU B /378) . 92. COHEN, B. L. Nuclear science and soc ie ty . Garden City, NY, Anchor Books, 1974 93. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. E nvironm ental effec ts o f cooling sy s te m s a t nuclear p ow er p lan ts. V ienna, 1975 (ST I/P U B /378) 94. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Therm al d ischarges a t nuc­ lear pow er sta tion s. V ienna, 1974 (Technical Report Series No. 155) (ST If DO C/10/155) 77 3 5 . INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY' AGENCY. Com bined effec ts of .ra ­ d ioactive , chem ical and therm al re leases to the environm ent. V ienna, 1975 (ST I/P U B /404) '96. BECKER, C. D. & THATCHER, T. O. T oxicity of pow er p la n t chem icals to aquatic life. Richland, WA, B attelle Pacific Northw est Laboratories, 1973 (W ASH-1249) . ' 97. CASARETT, L. J. & DOULL, J., ed. T oxicology. London, M acm illan, 1975 •98. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. The physical pro tection of nuclear m ateria l. V ienna, February 1976 (IN F.CIR S/225) 1 99. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Safeguard in g nuclear m a­ terials. vol. I & II. V ienna, 1976 (ST I/P U B /408) 100. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. In ternational trea ties re la ­ tin g to nuclear control and d isarm am ent. V ienna, 1975 (Legal Series No. 9) (ST I/P U B /387) 101. W ILLRICH, M. & TAYLOR, Т. B. N uclear theft: risks and safeguards. Cam ­ bridge, MA, B allinger, 1974 102. GYDEN, N. & HOLM, L. W. R isk s for illeg a l production of nuclear explosives. Stockholm , FOA 4 Report (C4567-T3) (на шведском языке) 103. U S NUCLEAR REGULATORY CO M M ISSION. Safety and security of nuclear power reactors to acts of sabotage. N uclear S a fe ty , 17 : 665 (1976) 104. CHESTER, С. V. E stim ates of threats to the public from terrorist acts against nuclear facilities. N uclear S ocie ty , 17(6) : 659 (197.6) 105. BARRAGHER, S. M. et al. The econom ic and socia l co sts o f coal and nuclear en ergy generation: a fram ew ork for assessm en t and illu s tra tive calculations for the coal and nuclear fuel cycles. Stanford Research Institute Report to the N ationeal Science Foundation, M enlo Park, CA, 1976 106. COHEN, B. L. The h azards in plu tonium d isposal. Oak Ridge, Institute for E nergy A nalysis, 1975 107. DU CH ENE, A. et al. The role of m easurem ent in the assessm ent of third par­ ty liab ility fo llow in g an accidental release of plutonium to the public environ­ ment. In: Recht, P. & Lakey, J. R. A. ed. In ternational Sym posiu m oh R adia­ tion P ro tec tion M easurem ent. Aviemore, Scotland, July 1974. Luxembourg, C om m ission of the European Com m unities, 1975 (EUR 5397e) 108. U S ATOMIC ENERGY CO M M ISSION. Draft environm ental statem ent: li­ quid m etal fast breeder reactor program . In: E nvironm ental im pact of the LM FBR. W ashington, DC, 1974, vol. II (W AH-1535) 109. U S ATOMIC ENERGY CO M M ISSION. Fallout program quarterly sum m ary report. W ashington, DC, 1974 (Report HASL-278-Appendix) 110. CHANG, B. & W ILSO N, R. M itig a tio n of the e ffects of sutphur pollution. Cam bridge, MA, H arvard U niversity Enrgy and Environm ental P olicy Centre, 1976 111. COMAR, C. L. & SAGAN, L. A. H ealth effects of energy production and con­ version. A nnual R eview of E nergy, p. 581 (Jan. 1976) 112. LAVE, E. B. & FREEBURG, L. C. H ealth effects of electricity generation from coal, oil and nuclear fuel. N uclear S a fe ty , 14 : 409 (1973) 113. H U B , K. A. & SCHLENKER, R. A. H ealth effects of alternative m eans of electrical generation. In: P opula tion dose eva lua tion and sta n d a rd s for man and h is environm ent. V ienna, International Atom ic E nergy Agency, 1974 (S T I/P U B /375), p. 463 114. HAM ILTON, L. D. & M ORRIS, S. C., ed. H ealth effects of fossil fuel power plants. In: S ym posiu m on P opu la tion E xposures. K noxville, TN, 1974 115. U S SENATE COMMITTEE ON PUBLIC WORKS. A ir quality and sta tion ary source em ission control. W ashington, DC, 1975 (S er ia l-N o . 94-4) 116. NORW EGIAN INSTITUTE FOR AIR RESEARCH. A irpollu tion health effects of electric pow er generation . Kjeller, N orway, Institutt for Atom energi, 1975 117. A ir po llu ton and cancer, risk a ssessm en t m eth o d o lo g y and epidem iological evidence. Report from an International Sym posium at the Karolinska Institute, Stockholm , 8— 11 March 1977. E nvironm ental H ealth P erspectives (в печати) 118. TERRILL, J. G. et all - E nvironm ental aspects of nuclear and conventional power plants. Indust. M ed. & S u rgery, 3 6 :4 1 2 (1967) Л ! 78 419. RALL, P. A rev iew of the health effects of sulphur oxides. Research T riangle Park, NC, N ational Institute of Environm ental H ealth Sciences 120. MARTIN, J. E. et al. Radiation doses from fossil-fuel and nuclear power plants. In: Berkowitz, D. A. & Squires, A. М., ed. P ow er genera tion and en­ vironm en tal change. Cambridge, MA, MIT Press, 1971 121. COUNCIL ON ENVIRONM ENTAL QUALITY. E n ergy and the environm ent: electric pow er. W ashington, DC, 1973 122. SCHM IDT, F. H. & BODONSKY, D. The fig h t over nuclear pow er. U n iversi­ ty of W ashington, WA, 1976, Appendix В 123. MITCHELL, J. M. A prelim inary evaluation of atm ospheric pollution as a cause of global temperature fluctuations in the past century. In: Singer, F., ed. G lobal e ffects and environm en tal pollu tion . 1970 424. N IE H A U S, F. A non-linear e igh t level tandem m odel to calculate the future C 0 2 and C-14 burden to the atm osphere. Laxenburg, Austria, International Institute for Applied System s A nalysis, 1976 (RM-76-35) 125. FLAKUS, F. N. Fusion power and the environm ent. A tom ic E nergy R eview , 13 (3) (1975) 426. KULCINSKI, G. L. Fusion power — an assessm ent of its potential impact in the USA. E n ergy po licy , June 1974, p. 104 427. COMAR, C. L. & NELSO N, N. Health effects of fossil fuel com bustion pro­ ducts: report of a workshop. E nvironm ental H ealth P erspectives, 12: 149 (1975) Приложение I О П РЕДЕЛЕН И Е ПОНЯТИЙ «РИСК», «ВРЕДНОСТЬ» И «СОВОКУПНАЯ ДОЗА» (в соответствии с Публикацией 22 М КРЗ [32]) В докладе слово «риск» используется для обозначения вероят­ ности того, что данный индивид будет подвергнут вредному воз­ действию некоторой дозы радиации. Если через pi обозначить вероятность i-ro воздействия облучения, то получим R = 1 —лг (1—pi). В тех случаях, когда различные последствия облучения взаимно исключают друг друга, приведенное выше выражение упрощается до R=2ipi. Это упрощенное выражение будет также достаточно точно при pi<CE даже если последствия не будет взаи­ моисключающими. Вредность (G) «Вредность» для некоторой совокупности людей определя­ ется как математическое «ожидание» вредных последствий вслед­ ствие облучения; при этом учитывается не только вероятность различных видов вредных последствий, но также их тяжесть. Та­ ким образом, если pi является вероятностью воздействия i, тяжесть которого выражается весовым коэффициентом gi, то вредность G для группы, состоящей из Р людей, будет выражена равенством G = P 2 i p i g i . Совокупная доза Совокупная доза является показателем общего облучения все­ го тела или каких-то отдельных органов в определенной группе населения. Если число людей, получивших дозу в пределах между Н и H + dH, составляет N (H )dH , то совокупная доза определяется интегралом. S Н N (H)dH, причем интегрирование проводится по всему диапазону распреде­ ления доз, полученных населением всего мира. В некоторых слу­ чаях может оказаться целесообразным выделение какого-то ком­ понента совокупной дозы, относящегося к определенной группе на­ селения; для некоторых целей в качестве такой группы может быть принято население страны или района. В подобном случае- указанный компонент может быть назван совокупной дозой облу­ чения для данной группы населения. 80 Приложение II СПИСОК УЧАСТНИКОВ Временные советники Г-н Ж- Брессон, заместитель руководителя отдела радиацион­ ной защиты, Комиссия по атомной энергии, Фонтене-о-Роз, Франция Д-р П. Дежонг, руководитель отдела прикладных исследований, Исследовательский центр по атомной энергии, Мол, Бельгия Д-р И. М. Додерлейн, руководитель отдела техники безопас­ ности, Институт атомной энергии, Хьеллер, Норвегия (член редакционной комиссии) Д-р В. Кленер, руководитель Центра радиационной гигиены, Институт гигиены и эпидемиологии, Прага, Чехословакия Д-р Е. Комаров, заместитель директора Центрального научно- исследовательского института рентгенологии и радиологии, Ленинград, СССР (вице-председатель) Д-р П. Корринга, директор, Нидерландский институт по изуче­ нию проблем рыболовства, Эймейден, Нидерланды Д-р П. Курвуазье, руководитель отдела радиационной безопас­ ности, Федеральное бюро' по вопросам энергии, Вюренлин- ген, Швейцария Д-р А. Лафонтэн, профессор, директор Института гигиены и эпидемиологии, Брюссель, Бельгия Д-р Б. Линделл, профессор, Директор Шведского националь­ ного института радиационной защиты, Стокгольм, Швеция, (.председатель) Д-р Б. А. Ж. Листер, руководитель отдела по изучению радиа­ ции в окружающей среде. Исследовательский центр по атомной энергии, Харуэлл, Дидкот, Великобритания (член редакционной комиссии) Д-р Ф. Лундин, руководитель сектора эпидемиологических ис­ следований, отдел по изучению биологического воздействия, Бюро радиологической защиты, Министерство здравоохра­ нения, просвещения и социального обеспечения, Роквилл, штат Мэриленд, США Д-р П. Офтедал, профессор, Институт общей генетики, Универ­ ситет в Осло, Норвегия .^............. 81 Д-р Э. Почин, Национальное управление радиологической: защиты, Харуэлл, Дидкот, Великобритания Г-н П. Танги, руководитель отдела радиационной безопасности,. Центр по атомной энергии — Саклэй, Жиф-сюр-Ивет, Фран­ ция Д-р М. Фабер, профессор, руководитель лаборатории Финсена, Институт Финсена, Копенгаген, Дания Д-р С. Халтер, Главный медицинский специалист, Министерство’ здравоохранения и благосостояния семьи, Брюссель, Бельгия Д-р П. Черский, адъюнкт-профессор, руководитель отдела ге­ нетики, Научно-исследовательский институт материнства и детства, Варшава, Польша (второй составитель отчета) Д-р И. Швибах, Институт радиационной защиты, Нийербург,. Федеративная Республика Германии Д-р И. Шуберт, профессор кафедры радиационной химии, отде­ ление радиационной гигиены, Школа общественного здраво­ охранения, Питтсбургский университет, штат Пенсильвания, США (составитель отчета и член редакционной комиссии) Представители других организаций Комиссия европейских сообществ Г-н X. Эрискат, руководитель службы, Директорат охраны здо­ ровья, Люксембург Международное агентство по атомной энергии Д-р Ф. И. Флакус, сектор радиологической безопасности, отдел радиационной безопасности и защиты окружающей среды, Вена, Австрия Международная комиссия по радиологической защите Д-р Б. Линделл (Шведский национальный институт радиаци­ онной защиты, Стокгольм, Швеция) Международная ассоциация по радиационной защите Д-р А. Лафонтэн (Институт гигиены и эпидемиологии, Брюс­ сель, Бельгия) Организация экономического сотрудничества и развития Д-р Б. Рюэггер, администратор, Агентство по атомной энергии ОЭСР, Париж, Франция Всемирная организация здравоохранения Европейское региональное бюро Д-р М. Дж. Сьюсс, региональный специалист по гигиене окру­ жающей среды (научный секретарь) Перевод с английского А. К. М ихайлова Ответственные за редактирование Л. С. Славина и Ю. Б. Елисеенков З а к . № 1241. Т и п о гр а ф и я № 32 С о ю э п о л и гр а ф п р о м а . 00073857 00073857