Ян Фэрли (Ian Fairlie), доктор философии, биолог-радиолог, независимый консультант по радиоактивности в окружающей среде, Лондон

Исследуя проблемы безопасности и здоровья персонала АЭС, необходимо учитывать газообразные выбросы, в том числе радионуклида трития. Выбросы радиоактивного трития при выводе из эксплуатации АЭС и переработке отработавшего ядерного топлива огромны.  Их намного больше, чем радиоактивного углерода ¹⁴С.  Объемы выбросов трития примерно на три  порядка превосходят выбросы других радионуклидов и в пять раз превышают ¹⁴С.

При выводе из эксплуатации АЭС решение проблемы выбросов трития крайне важно. В специализированной литературе эта тема обсуждается очень редко. У реакторов, остановленных несколько десятилетий назад (30-40 лет назад) в Великобритании и в Канаде, до сих пор наблюдаются значительные выбросы трития. На рис. 1 показаны скорости выбросов радионуклидов, в том числе трития, в котельную в выведенном из эксплуатации  тяжеловодном реакторе NPD, рассчитанные канадскими ядерными лабораториями.

Рис.1. Оценка выбросов радионуклидов из реакторного отсека в котельную [тех. документ CNL (2016a)WR-1 Reactor Radiological Characterization Summary and Radionuclide Inventory Estimates. WLDP-26100-041-000-0001. Август 2016 г.]

Демонстрационный реактор типа PHWR мощностью 25 МВт был запущен в 1962 г. на первой АЭС Канады Ролфтон (Rolphton) , и проработал до 1987 г. Он стал прототипом серии канадских реакторов  CANDU – аналогов французских UNGG и российских РБМК.

Из представленных диаграмм видно, что скорость выделения трития за первые 100 лет примерно на три порядка выше, чем у большинства других радионуклидов, и на пять порядков больше, чем у ¹⁴С. Тритий является наиболее значительным нуклидом, присутствующим в выведенных из эксплуатации реакторах, о чем свидетельствуют
его высокие ежегодные выбросы даже через много лет после вывода реактора из эксплуатации. 

Воздействие трития на живые организмы

Многие исследователи относят тритий к слабым радиоизотопам. Но это устаревшая точка зрения. Радиоактивный ³Н выбрасывается из реактора в атмосферу, выделяется в виде водяного пара. И может поступать в организм с воздухом, пищей, водой, превращаясь при этом в органически связанный тритий. ³Н встраивается в протеиновые молекулы и надолго остается в организме. В 1970-1980 гг. проводились исследования на крысах, которым давали тритиевую воду. Эта разовая доза сохранялась в их организмах и через три недели, тритий никуда не вымывался.

Считалось, что этот не очень активный изотоп не представляет особой проблемы. Но с точки зрения биологии, чем изотоп слабее, тем он опаснее. С точки зрения радиационной безопасности тритий как радионуклид (мягкий β-излучатель, Еср.=5,71 кэВ), на первый взгляд, менее значим, чем, например, ⁹⁰Sr или ¹³⁷Cs. Однако в газовых выбросах он, как правило, содержится в химической форме воды и его попадание в организм человека может привести к крайне опасным последствиям, в том числе и на генетическом уровне.

Интегрированный в живой организм тритий эффективно включается в состав биологической ткани, вызывая мутагенные нарушения. Распадаясь, тритий превращается в гелий, выделяя при этом довольно интенсивное бета-излучение. Энергия его бета-частиц относительно невелика, поэтому при нахождении вне организма (внешнее облучение) тритий серьезной угрозы не представляет. Однако, при внутреннем облучении (при попадании трития внутрь организма человека с воздухом или водой), он может представлять серьезную угрозу для здоровья. Являясь изотопом водорода, тритий химически ведет себя так же как водород, и поэтому способен замещать его во всех соединениях с кислородом, серой, азотом, легко проникая в протоплазму любой клетки. В этом случае испускаемое тритием бета-излучение способно серьезно повредить генетический аппарат клеток.

Удельный вклад поступления трития с вдыхаемым воздухом и через кожные покровы составляет от 15 до 20% от дозы, обусловленной фактическим содержанием трития в организме. С продуктами питания и питьевой водой поступает от 80 до 85% этого радионуклида, обладающего большой миграционной способностью.

Необходимо разработать таблицы, в которых бы четко указывалось, какие радионуклиды какую опасность представляют. Порядка 150 радионуклидов имеют большой период полураспада, и мы должны понимать, насколько они опасны. Но пока такого рейтинга радионуклидов не существует. В этом рейтинге тритий окажется среди наиболее опасных радионуклидов. К нему близки радиоуглерод, радон, цезий, стронций и т.д.

Тритий - “генетически опасный” радионуклид. Требуется также интенсифицировать разработку методики определения в биосредах органически связанного трития, уровни накопления которого в белковых фракциях организма оцениваются нерепрезентативно, а дозы облучения за счет связанной в молекулах ДНК фракции трития могут вносить дополнительно 60% и более к величине дозы, обусловленной поступлением тритированной воды. По современным данным эти 60% ответственны за вредные последствия для здоровья населения, которые заставляют ужесточать нормативы содержания его в экологических объектах.

Источники искусственного трития

В течение тысячелетий содержание трития в природе было почти постоянным – непрерывное его образование в атмосфере компенсировалось естественным распадом. Однако с 1954 г. (начало испытаний термоядерных бомб) положение резко изменилось и в дождевой воде содержание трития увеличилось в тысячи раз. В 1970-х гг. из-за ядерных испытаний активность трития на земном шаре во много раз превышала активность естественного трития и составляла примерно 10²⁰ Бк. Это привело к тому, что объемная активность трития, например в дождевой воде, в 1973 г. в северном полушарии составляла 55 Бк/л. В водоемах северного полушария объемная активность трития была от 10 до 200 Бк/л. Тритий легко окисляется, поэтому на Земле он присутствует в основном в виде воды в водоемах. В атмосфере тритий содержится в количестве, не более 0.1% общего запаса трития на земном шаре, и представлен как газообразным тритием, так и парами тритиевой воды. После прекращения массовых ядерных испытаний содержание трития в атмосфере уменьшилось, уменьшилась и его объемная активность в водоемах и приземной атмосфере. В настоящее время объемная активность глобального, то есть связанного с ядерными испытаниями, трития в пресноводных водоемах составляет от 5 до 175 Бк/л.

В последние годы основным источником техногенного трития в окружающей среде стали атомные электростанции, которые ежегодно выделяют несколько десятков килограммов трития.

При работе АЭС тритий образуется в реакторах при делении ²³⁵U и в результате (n, γ) -, (n, α) -,(n, p) - и (n, T) - реакций на ядрах элементов конструкционных и других материалов активной зоны, а также в стержнях регулирования. При вводе в эксплуатацию новых реакторов АЭС, продолжении работ на предприятиях ЯТЦ потенциальная опасность облучения населения за счет трития будет возрастать. Если в настоящее время эффективная эквивалентная доза, обусловленная тритием, не превышает в среднем на одного человека 0.05% от естественного фона, то с увеличением числа работающих реакторов во всех странах через 65 лет она может достигнуть 1%. Наработка трития на АЭС к 2000 г. составляла ~10¹⁸ Бк [8]. При сегодняшних темпах строительства АЭС в мире такое же количество трития будет наработано на АЭС в 2020 – 2025 гг.

Уже сейчас необходимо предусматривать на действующих или строящихся ядерных объектах создание систем детритизации газовых сбросов, предназначенных для аварийных ситуаций или проведения ремонтных работ.

При работе АЭС тритий образуется в реакторах:

При работе АЭС тритий образуется в реакторах:
- как продукт тройного деления ядер горючего (при делении ядер ²³⁵U на 1 ГВт эл. мощности в реакторе образуется 1,15х10¹¹Бк/сут трития);

- в результате (n, γ) - реакции на ядрах дейтерия, находящегося в теплоносителе-воде;

- при захвате нейтронов ядрами В и Li, находящимися в теплоносителе - воде (при борном регулировании, коррекции водного режима - на АЭС с ВВЭР) и в стержнях регулирования;

- в результате реакции ³Не (n, р)Т в газовом контуре (в газе, заполняющем графитовую кладку) АЭС с РБМК;

- в результате (n, T) и (n, р) - реакций быстрых нейтронов на ядрах ¹⁴N, ⁶Li, ¹⁰В, ⁴⁰Са и др., присутствующих в различных материалах, используемых в конструкции реактора.

Часть реакций образования трития протекает в реакторной воде (в воде первого контура АЭС с ВВЭР, в воде и пароводяной смеси контура многократной принудительной циркуляции АЭС с РБМК), а часть - в твэлах и стержнях регулирования. Из твэлов и стержней регулирования тритий попадает в реакторную воду при нарушении герметичности оболочек твэлов или стержней регулирования, а также вследствие диффузии через оболочки или вследствие утечки - через не плотности оболочек. 

 Большой разницы между активностью трития в выбросах АЭС с ВВЭР и РБМК одинаковой мощности нет. Мощность выброса трития - порядка 10⁸ Бк/сут с двух энергоблоков.

При такой объемной активности трития в приземной атмосфере дозовая нагрузка на индивидуума из населения (верхняя оценка) составит не более 10 Зв/год.

Большая часть трития, наработанного на атомной станции, покидает АЭС с жидкими стоками.

Содержание трития в жидких стоках при штатной работе АЭС намного превосходит содержание всех остальных нуклидов, а в газообразных выбросах количество трития уступает только количеству радиоактивных благородных газов.

Табл.1 Поступление трития в окружающую среду с газообразными и жидкими отходами АЭС, Ки/МВт (эл.)/год [с.н.с. Фомин Г. В. ГНЦ РФ Институт биофизики] 

Тритий обладает большим периодом полураспада (12.4 лет) и вследствие этого является глобальным загрязнителем природных комплексов. Загрязнение тритием грунтовых вод характерно для большинства АЭС. Контакт воды с РАО в емкостях хранилищ ТРО приводит к образованию жидких тритиевых отходов. Тритий выходит за пределы хранилищ твердых радиоактивных отходов и обнаруживается в воде контрольных скважин санитарно-защитной зоны предприятия.

Тритий в жидкосолевых реакторах

[Дэвид Грабаскас и др., Аргоннская национальная лаборатория] 

В ядерных реакторах тритий образуется в результате тройного деления (ядро раскалывается на три осколка, а не на два). Вероятность такого события - приблизительно 1 на 10 тысяч реакций деления. В легководных реакторах тритий в основном накапливается в топливе. Другие реакции, ведущие к образования трития, таковы. При захвате нейтрона на изотопе ¹⁰B может пройти реакция с выходом двух альфа-частиц и ядра трития. В тяжеловодных реакторах дополнительным источником трития служит захват нейтрона ядром дейтерия.

¹⁰B + n →2 ⁴He + ³H

²H + n → ³H

В ЖСР появятся новые источники образования трития - литий и бериллий.

Тритий может нарабатываться в результате захватов нейтронов на ядрах шестого и седьмого изотопов лития ⁶Li и ⁷Li. У изотопа ⁹Be есть реакция (n,T), а также реакция с расколом ядра на изотопы ⁴He и ⁶He, причём последний распадается с периодом менее секунды и переходит в ⁶Li, на котором может идти реакция с образованием трития.

В табл. 2. приведены оценки накопления трития (Ки/ГВт(э)/год) в легко- и тяжеловодных реакторах, и двух проектах жидкосолевых реакторов MSBR и PB-FHR. Из таблицы следует, что жидкосолевые реакторы с литием и/или бериллием будут накапливать тритий в количествах, значительно превосходящих объёмы производства трития в реакторах с легководным охлаждением. Этот тритий будет производиться в соли, а не в защищённой оболочкой топливной матрице. 

Табл. 2. Оценки накопления трития (Ки/ГВт(э)/год) в легко- и тяжеловодных реакторах, и двух проектах жидкосолевых реакторов MSBR и PB-FHR [ Д. Грабаскас, Аргоннская национальная лаборатория

Примечание: Реактор MSBR - мощность 1000 МВт(э), соль FLiBe. Реактор PB-FHR - твёрдое шаровое топливо, высокотемпературный, теплоноситель FLiBe

В отличие от легководных реакторов, в ЖСР продукты коррозии растворяются в теплоносителе, освобождая окислителям путь к более глубоким слоям металла. Молекулярный HT/T2 при рабочих температурах ЖСР обладает высокой проницаемостью через конструкционные материалы. Тем самым, повышается вероятность выхода трития из реакторной установки.

Опыт, полученный на исследовательском реакторе MSRE, продемонстрировал высокую способность графитовой активной зоны удерживать тритий. Тритий может высвободиться из графита при высоких температурах, превышающих температуры, характерные для нормальной эксплуатации.

Реакторы с тяжелым замедлителем

Тритий образуется в топливе всех реакторов. Канадский реактор под давлением с тяжелой водой CANDU (Канада Дейтерий уран), прототипом которого был реактор NPD (Nuclear Power Demonstration) на первой АЭС Канады Ролфтон (Rolphton),  заменил легкую воду тяжелой водой. Дополнительный нейтрон тяжелой воды снижает ее способность поглощать избыточные нейтроны, что приводит к экономии нейтронов. Это позволяет реактору CANDU работать на необогащенном природном уране или уране, смешанном с другими материалами, такими как плутоний и торий. Реакторы CANDU используют на 30-40% меньше урана, чем легководные реакторы, на единицу произведенной электроэнергии. Это главное преимущество тяжелой конструкции. Реакторы CANDU генерируют тритий в теплоносителе и замедлителе из-за захвата нейтронов тяжелым водородом. Многие специалисты считают, что одной из основных проблем для станций с реакторами CANDU является тритий. В 2007 г. Гринпис опубликовал критический анализ выбросов трития с канадских атомных электростанций, в частности реактора типа CANDU в Ролфтоне, Онтарио. NPD произвел первую в Канаде электроэнергию на АЭС, и успешно работал с 1962 по 1987 г.

Основным источником утечек трития в действующих конструкциях CANDU является тритий, образующийся в контуре охлаждающей жидкости. Сегодня в мире действуют 31 реактор CANDU, и 13 «производных от CANDU», разработанных на основе конструкции CANDU, в Индии.

В одном типичном тяжеловодном реакторе типа CANDU образуется около 130 г трития в год, а на 20 заводе по его получению в Дарлингтоне за период 1989–2011 гг. его общее производство составило 42,5 кг (409 МКи). Для предотвращения роста концентрации трития на тяжеловодных реакторах создаются установки детритизации, которые работают, например, в Канаде, Корее, Румынии и т.д.

Сбросы и выбросы трития с АЭС в окружающую среду не нормируются практически ни одной страной, развивающей ядерную энергетику (кроме стран, применяющих на АЭС тяжеловодные реакторы).

Основными производителями трития являются страны, эксплуатирующие тяжеловодные реакторы – в первую очередь Канада (завод в Дарлингтоне производит в среднем 1932 г Т2/год или 18,6 МКи/год*) и Южная Корея (средняя производительность завода в Волсонге составляет 780 г/год или 7,5 МКи/год), а в перспективе к наработке трития могут подключиться Индия и Румыния.

К 2050 г. глобальное содержание трития в окружающей среде может увеличиться примерно в 6 раз. При этом если современный средний уровень трития в воде составляет 10-20 Бк/л, а годовая доза от такой воды оценивается на уровне примерно 0,3×10^-3 мЗв/год, то к 2050 г. доза достигнет 2×10^-3 мЗв/год [Ивахнюк Г.К., Пименова М.А., Сай А.Р. XX Международная научно-практическая конференция по проблемам защиты населения и территорий от чрезвычайных ситуаций «Глобальная и национальные стратегии управления рисками катастроф и стихийных бедствий» Сборник трудов. М.: МЧС. 2015. С. 549-551].

По данным Департамента энергетики США (U.S. Department of Energy) на 2008 г., концентрации трития в тяжеловодных реакторах могут достигать порядка 102 Ки/л, что на несколько порядков выше, чем характерные значения для легководных реакторных установок. Для американских тяжеловодных установок характерный уровень трития в десятки раз ниже, чем для канадских. Установленные нормативные пределы выбросов НТО в Канаде на несколько порядков превышают нормы для стран Европы. Например, в Германии установленный предел выбросов трития составляет 70 ТБк/год на каждый ядерный объект, а для реактора Брюс в Канаде – 826000 ТБк/год.

На рис. 2 представлены значения годового поступления трития в атмосферу для 6 типов энергетических ядерных реакторов: PWR (водоводяной ядерный реактор типа ВВЭР), BWR (корпусной кипящий реактор), PHWR (тяжеловодный реактор), GCR (газоохлаждаемый реактор), LWGR (графитоводный реактор), FBR (реактор-размножитель на быстрых нейтронах). Основное поступление трития происходит за счет работы тяжеловодных реакторных установок, а вклад всех остальных АЭС, включая и реакторы водо-водяного типа, производящие около 65% электроэнергии, на порядки меньше.

Рис.2. Ежегодное поступление трития в атмосферу с выбросами АЭС для основных типов реакторов [Десятов Д.Д., Екидин А.А. Оценка поступления трития в окружающую среду от выбросов АЭС. // Биосферная совместимость: человек, регион, технологии. 2018. № 1(21). С. 88-96].

Cуммарная активность трития, поступившего к 2015 г. в атмосферу за весь период эксплуатации АЭС, составила 6,48×10⁷ ГБк, в том числе за счет реакторов PWR – 9,16×10⁵ ГБк, BWR – 2,31×10⁵ ГБк, PHWR – 6,33×10⁷ ГБк, GCR – 3,30×10⁵ ГБк, LWGR – 4,99×10² ГБк и FBR – 4,75×10⁴ ГБк.

Содержания трития в выведенных из эксплуатации реакторах

В начале 1990-х гг. в бетонных конструкциях реактора NPD в Ролфтоне были обнаружены высокие концентрации трития - до 82 000 БК/г. (Реактор был остановлен в 1987 г. с удалением топлива). Для сравнения: концентрации ¹⁴С составляли ~300 БК/г [Krasznai, 1993].

Высокие концентрации трития в выведенных из эксплуатации реакторах обусловлены:

- нейтронной активацией примесей водорода, дейтерия и ⁶Li,

- третичным делением (выход деления <0,01%)

- диффузией от высоких уровней трития в охлаждающей воде и замедлителе [Kim et al, 2008].

По заявлению Кима (2009), “в течение всего срока службы ядерных объектов тритий диффундирует в ткань зданий. При проведении работ по выводу из эксплуатации ОИАЭ и экологической экспертизе необходимо точно оценивать активность трития в
широком спектре материалов до вынесения заключения по любым отходам”.

Обычные компьютерные модели могут давать неточные прогнозы содержания трития в выведенных из эксплуатации реакторах. Так, согласно [Corcoran et al, 2017], стальные резервуары для хранения, используемые в течение более 20 лет, показывают концентрацию трития, значительно превышающую предсказанную, исходя из расчета простого газового раствора в исходном металле”.

Исследования материалов сосудов указывают на существование двух основных источников трития:

1. объемного металла, где глубинное загрязнение возникает в результате диффузии/растворения;

2. высокоактивного поверхностного слоя, содержащего основное количество трития [Corcoran et al, 2017].

Модели, основанные только на кодах активации нейтронов, могут неверно предсказывать
уровни загрязнения тритием. “Без понимания того, что в конкретных реакторах существуют две формы трития, содержание ³Н в образцах может быть сильно занижено при использовании традиционных аналитических подходов. Эти две формы - сильно связанный тритий и слабо связанный тритий. Первый возникает из захвата нейтронов, главным образом, на следе (1 часть на 20 000) ⁶Li в минеральных фазах и требует температур, превышающих 800°C для достижения количественного восстановления. Слабосвязанная форма трития может выделяться при более низких температурах (100°С) в виде тритиевого водяного пара HTO и связана с дегидратацией гидрозных минеральных компонентов” [Kim et al, 2008].

В металлах тритий удерживается поглощением свободной воды в гидратированном поверхностном слое окисления, попаданием H в объемный металл, а также в виде связанного с решеткой трития, образующегося при нейтронной активации [Nishikawa M et al, 2006].

 Исследователи [Croudace et al, 2014] обнаружили, что значительное количество трития было включено в необлученные металлы (например, нержавеющую сталь и медь) после длительного воздействия тритиевого водяного пара (HTO) и/или тритий-водородного газа (HT) на ядерных установках. В облученных металлах в результате реакций захвата нейтронов внутри образовался дополнительный тип трития. Образующееся количество зависело от концентрации и распределения следа лития и бора в металле.

Компьютерные модели часто используют неконсервативные допущения. Например, используют измеренные уровни нуклидов конкретных биополей на их внешних поверхностях, то есть там, где существуют самые низкие уровни, в то время как самые высокие уровни находятся ближе всего к активной зоне реактора.

“Эти результаты иллюстрируют необходимость разработки надежных процедур оценки радиоактивных отходов для программ вывода из эксплуатации ядерных установок ” [Kim et al, 2008].

Источники

Corcoran VJ, Campbell CA и Bothwell PB (2017) дезактивация и вывод из эксплуатации британских Тритиевых установок. Технология Термоядерного Синтеза. 

http://www.tandfonline.com/doi/abs/10.13182/FST92-A29834

Краудейс IW, Warwick PE и Kim DJ (2014) использование профилей термической эволюции для вывода о видообразовании трития в металлах ядерных объектов: помощь в выводе из эксплуатации Anal. Хим.., 2014, 86 (18), С. 9177-9185.

Kim DJ (2009) видообразование трития в материалах для вывода из эксплуатации ядерных реакторов.

https://eprints.soton.ac.uk/72145/1/Kim_DJ_Thesis_2009.pdf

Kim DJ, Warwick PE and Croudace IW (2008) видообразование трития в Биозащищенном бетоне ядерного реактора и его влияние на точный анализ. Анал. Хим.., 2008, 80 (14), С. 5476-5480.

http://pubs.acs.org/doi/abs/10.1021/ac8002787

Краснай Дж.п. (1993) радиохимическая характеристика бетона регулярной и высокой плотности из выведенного из эксплуатации реактора. управление отходами. Том 13, Выпуск 2 1993, Страницы 131141

http://www.sciencedirect.com/science/article/pii/0956053X9390005H

Nishikawa M et al (2006) изучают поведение проникновения газообразного трития через бетонные стены. Термоядерная Наука и техника 50 (4):521-527

https://www.researchgate.net/publication/286942566_Study_on_permeation_behavior_of
_gaseous_tritium_through_concrete_walls

https://www.ianfairlie.org/news/continued-radioactive-emissions-from-old-closed-nuclearreactors/

Дополнительные источники

1. Ю.А. Егоров О радиационной опасности трития, нарабатываемого на АЭС.

ФГУП "Концерн Росэнергоатом",  Москва

2. Фомин Г. В. ГНЦ РФ Институт биофизики

3. Дэвид Грабаскас и др., Проблема накопления, детектирования и контроля за тритием в жидкосолевых реакторах, Аргоннская национальная лаборатория публичные слушания Комиссии по ядерному регулированию (NRC) США, 20.08.2020 

4. Растунова И. Л. Детритизация и иммобилизация низкоактивных тритийсодержащих водных отходов (диссертация) Российский химико-технологический университет имени Д. И. Менделеева М.2019