ЧАСТЬ IV. ВЛИЯНИЕ ПЛАВУЧЕЙ АЭС НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ И НАСЕЛЕНИЕ

ЧАСТЬ IV. ВЛИЯНИЕ ПЛАВУЧЕЙ АЭС НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ И НАСЕЛЕНИЕ

В этой части рассматривается возможное влияние ПАЭС на окружающую среду, как при работе в штатом режиме, так и последствия возможных аварийных ситуаций. К таким авариям, как свидетельствует богатый опыт эксплуатации транспортных реакторов, положенных в основу конструкции ПАЭС, нужно быть обязательно готовым тем регионам, которые рискнуть установить у себя это опасное сооружение.

Глава 8. Влияние штатных радиоактивных выбросов

При нормальной эксплуатации АЭС для населения проектировщики устанавливают дозовые пределы «в пределах естественного фона». Поэтому радиационное воздействие ПАЭС на население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и проектных авариях не должно, как утверждают проектировщики, вносить заметного вклада в естественный радиационный фон, который ими принимается для района г. Дудинки в 2,4 мЗв в год (240 мбэр/год).

Вызывает возражение термин «в пределах естественного фона». Непреложным является факт, что любые выбросы ПАЭС будут дополнительными к естественному природному фону.

Пределы повреждения ТВЭЛов, выражаемые через осколочную радиоактивность теплоносителя первого контура по сумме радиоактивных йодов, нормированную на 2-й час выдержки вне контура в пересчете на номинальную мощность, по расчетам проектировщиков, не должны превышать:

  • эксплуатационный предел — 3,7·107 Бк/кг (1·10-3 Кu/кг);
  • предел безопасной эксплуатации — 18,5·107 Бк/кг (5·10-3 Кu/кг).

По расчетам разработчиков проекта, «суммарный годовой выброс» в атмосферу инертных радиоактивных газов (ИРГ) от одного реактора не должен превысить 3,7·1011 Бк (10 Кu) и дополнительная к естественной доза облучения населения при этом не должна превышать 10 мкЗв в год (0,01 мбэр/год).

Обращаем внимание на то, что в проекте ПАЭС не затрагивается опасность появления в окружающей среде техногенных радионуклидов, влияние которых на здоровье человека не изучено.

Рассмотрим сначала возможные последствия выброса так называемых «инертных» радиоактивных газов (ИРГ). В условиях Арктики возможно влияние этих ИРГ на электропроводность атмосферы. Например, далеко не ясны последствия выброса такого обычного ИРГ, как криптон-85. Криптон-85, выбрасываемый АЭС, резко увеличивает электропроводность атмосферы (Легасов и др., 1984 г.; Орлова, 1994 г.). Последствия таких выбросов непредсказуемы. Можно ли гарантировать, что они не нарушат хрупкий радиационный баланс? Арктические магнитосферные бури, связанные с возмущениями ионосферы, внешне выражаются в виде известных полярных сияний. Не окажутся ли выбросы ИРГ от плавучих АЭС в Арктике той последней каплей, за которой последуют необратимые изменения в «мировой кухне погоды», которой называют Арктику? В Арктике достаточно малейшего возмущения ионосферы, чтобы изменились ее параметры. Эти изменения по триггерному эффекту (эффект «спускового крючка») могут сказаться на климатических особенностях не только Арктики, но отдаленных от нее регионов планеты. Этот аспект деятельности АЭС в Арктике требует глубокого специального анализа, полностью отсутствующего в разработках Минатома.

Теперь остановимся на внешне безобидном понятии «суммарный годовой выброс». Чтобы показать недостаточность оценки «суммарного годового выброса», напомним, что суммарная годовая активность по I131 (период полураспада 8 дней) оказалась в ходе чернобыльской катастрофы весьма незначительной. Но именно облучение, полученное от короткоживущих изотопов, привело к возникновению тысяч случаев рака щитовидной железы на пораженных Чернобыльским выбросом территориях. Таким образом, для оценки степени опасного воздействия на биоту и население радиоактивных выбросов ПАЭС важно было бы знать величину планируемого не только «среднегодового», но и среднесуточного и даже почасового (ПАЭС будет располагаться очень близко от населенного пункта) выброса радиоактивных газов и аэрозолей.

Анализ возможного влияния радиоактивных выбросов от ПАЭС должен включать в обязательном порядке явление биоаккумуляции долгоживущих радионуклидов (в том числе — трития) как за весь срок предполагаемой работы АЭС (40 лет), так и на период распада указанных радионуклидов. Даже незначительные, на первый взгляд, количества долгоживущих радионуклидов, при условии их биоаккумуляции, с одной стороны, и суммирования эффекта действия в череде поколений, с другой стороны, способны привести к негативным результатам.

Еще одна проблема, полностью обойденная в материалах Минатома — миграция радионуклидов по экологическим цепям. За время долгой арктической зимы (снежный покров более 9 месяцев) газо-аэрозольные выбросы будут частично осаждаться на снег по розе ветров. Данные по розе ветров в гг. Певеке и Дудинке в проектных материалах отсутствуют, и, возможно, что это не случайно: проектанты не представили особую опасность для названных поселков газоаэрозольных выбросов ПАЭС. В период бурной арктической весны все накопленные зимой в снежном покрове радионуклиды превратятся в залповый сброс радиоактивности. Каков путь этих радиоактивных потоков в арктической экосистеме? Известно, что благодаря значительным коэффициентам биоаккумуляции и биоконцентрации арктические народы получали значительные дозы внутреннего облучения через цепочку ягель-олень-человек. Этот аспект деятельности ПАЭС требует анализа и прогноза, отсутствующих в материалах проекта.

Надо заметить, что использованная в материалах проекта методика расчета распространении загрязнений в атмосфере от штатных выбросов основана на применении рекомендаций, не рассчитанных на арктические условия. В этих методиках, например, не заложен индекс учета метеорологических особенностей в условиях сверхнизкой холодной инверсии, доля которой для арктических регионов велика. Поэтому можно предполагать, что приведенные выше расчеты полей рассеяния для атомных плавучих станций представляют, скорее всего, как выразился один из специалистов по атмосферным аэрозолям С.Пащенко, «игру с карандашом в руках». В результате расхождение в получаемых данных может достигать двух порядков на расстояниях от источника выбросов в несколько километров (Пащенко, Сабельфельд, 1993).

Специалисты по физике атмосферы предупреждают и о другой, более общей опасности, связанной с особенностями циркуляций воздушных арктических масс в Северном полушарии. Известно, что существуют регулярные прорывы холодных воздушных масс из Арктики на тысячи километров южнее побережья Северного океана (в Северной Евразии — минимум до 50° с.ш.). Это известная метеорологам закономерность, называемая широтной циркуляцией. Значение такой широтной циркуляции в связи с антропогенными изменениями климата резко нарастает (Козлов и др., 1997). В результате загрязнения из Арктики могут переноситься в низкие широты. Эти проблемы находятся в стадии изучения, но уже сейчас ясно, что не многие из специалистов по атмосферным переносам подпишутся под расчетами Минатома по распространению загрязнений и в штатных, и аварийных условиях для этих широт.

Теперь рассмотрим проблему жидких и твердых радиоактивных отходов, образующихся при штатной работе плавучей АЭС. Исходя из имеющихся материалов проекта, все жидкие и твердые радиоактивные отходы в период эксплуатации хранятся на плавучем энергоблоке и транспортируются специальными судами на базовые хранилища при заводских ремонтах. Для сбора и временного хранения низкоактивных и среднеактивных отходов на ПЭБ имеются специальные цистерны и контейнеры, размещенные в защитных боксах.

По оценкам разработчиков «среднегодовой выход радиоактивных отходов» на один реактор составляет:

  • жидких — не более 8 м3 (5,92·1010 Бк или 1,6 Кu);
  • твердых (высокоактивных) — не более 0,5 м3 (4,07·1011 Бк или 11 Кu).

Предполагается, что эти отходы будут передаваться для дальнейшей переработки и утилизации на базу Мурманского морского пароходства. Перегрузку активных зон предполагается осуществлять с периодичностью один раз в 3 года с размещением отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в хранилище самой плавучей АЭС в течение межремонтного периода (10-12 лет).

Из приведенных данных видно, что «временное» хранение ОЯТ вместо характерных для наземных АЭС 3-5 лет удлиняется для ПАЭС до 12 лет. За этот период времени будет произведено 4 замены топлива и на ПАЭС может накопиться ОЯТ около 8 тонн. С учетом неотъемлемой от ОЯТ, вынимаемой металлической облученной части активной зоны, суммарная величина высокоактивных отходов составит не менее 20 тонн для каждого реактора. Таким образом, распространяя ПАЭС, Минатом фактически создает в Арктике хранилища высокорадиоактивных отходов. В этом содержится дополнительная угроза природе и населению всей Арктики.

В материалах проекта не приводятся данные о составе радиоактивных эксплуатационных отходов, а также отходов, образующихся при снятии с эксплуатации станции. Это не позволяет с достоверностью оценить заверения авторов проекта о полной безопасности при обращении с твердыми и жидкими радиоактивными отходами. Можно, однако, уверенно утверждать, что благополучно-безопасная картина, нарисованная проектировщиками, будет иметь мало общего с реальностью. Известно, что атомные ледоколы и атомные подводные лодки после каждого похода (плавания) обслуживает мощная развитая инфраструктура на берегу. Ничего подобного не предполагается в случае ПАЭС. Это означает, что ПАЭС будет полностью автономна и ее персонал должен будет сам решать все проблемы не только со штатными, но и с неизбежными внештатными радиоактивными отходами (РАО) и ситуациями. Ясно, что «излишки» РАО будут сливаться и выбрасываться тут же, со всеми вытекающими последствиями для загрязнения акватории и прилегающих территорий.

В целом же совершенно ясно, что работа плавучей АЭС даже в штатном режиме без каких-либо отклонений (что практически невозможно!) несет серьезную угрозу влияния газоаэрозольных радиоактивных выбросов как на природу Арктики, так и на население в зоне обширных территорий. Вывод автора проекта о том, что «КЛТ-40С является экологически чистым источником электроэнергии» (Ходатайство…, 1997, стр. 42), не обоснован.

Кроме вышесказанного хотелось отметить ряд несоответствий (или неполных соответствий) проекта ПАЭС требованиям нормативных документов ОПБ-88/97 и СП АС-88/93 по обеспечению радиационной безопасности:

  • в проектных материалах отсутствуют положения, регламентирующие наличие на станции службы радиационной безопасности (специального подразделения), что предусматривается п.1.2.10 ОПБ-88/97 и п.5.30. СП АС-88/93;
  • не предусматривается создание автоматизированной системы для контроля обеспечения радиационной безопасности персонала и населения (с центральным постом радиационного контроля), что противоречит требованиям раздела 5 СП АС-88/93 и п.5.5.5. ОПБ-88/97;
  • в материалах проекта нет требований по снятию «нулевого гамма-фона» на территориях и акватории вокруг ПАЭС, чем не учитываются требования к содержанию ОВОС;
  • образование радиоактивных отходов (РАО) по объему и величине активности всегда превосходит проектные объемы хранилищ и возможности технологий обращения с жидкими радиоактивными отходами (ЖРО); для условий г. Певека необходимо обоснование резервирования мощностей системы обращения с РАО;
  • расход количества средств дезактивации и моющих средств на практике также существенно больше проектных значений, что требует предусмотреть их значительные накопления, особенно в зимний период;
  • работа службы радиационной безопасности (СРБ) ПАЭС должна быть организована в три смены с непрерывным несением вахты на центральном посту радиационного контроля, в соответствие с требованиями НД;
  • отсутствуют данные о возможной активации донных отложений в результате длительного нахождения ПАЭС в месте базирования.

В материалах проекта «…граница санитарно-защитной зоны для ПАЭС совпадает с границей корпуса ПЭБ…». Однако эта граница не обоснована и должна быть раздвинута, поскольку проект ее не соответствует отдельным положениям и требованиям ОПБ-88/97. Проектантами утверждается, что проект соответствует требованиям и положениям ряда НД по безопасности АЭС, в том числе и ОПБ-88/97. Стало быть, проект должен соответствовать и основным критериям и принципам безопасности, в частности, указанным в пп 1.2.3, 1.2.4 ОПБ-88/97, в части систем физических барьеров на пути распространения в окружающую среду ионизирующего излучения и радиоактивных веществ. Однако 3-й барьер (после топливной матрицы и оболочки ТВЭЛа), представляющий собой границу контура теплоносителя реактора (т.е. первый контур), периодически в соответствии с проектом будет нарушаться в виде возникновения неплотностей в трубных пучках парогенератора (ПГ). Это подтверждено опытом эксплуатации ЯППУ атомных ледоколов с аналогичными ПГ. Следовательно, в периоды времени с момента возникновения протечек радиоактивного теплоносителя первого контура во 2-й контур ПГ до обнаружения и принятия мер по отключению этого ПГ от 2-го контура радиоактивность будет уходить в конечном итоге за границы корпуса ПАЭС, т.е., «на улицу». Несмотря на то, что полость 2-го контура в ПГ и его питательный трубопровод и паропроводы не являются барьером безопасности, в проекте предусмотрен режим работы РУ с частично отключенными неплотными ПГ. Следовательно, границы санитарно-защитной зоны должны быть определены в проекте за пределами корпуса ПАЭС. Эти же «свойства» ПГ свидетельствуют о несоответствии первого контура требованиям пункта 4.1.2 ОПБ-88/97: первый контур не обеспечивает удержание радиоактивных веществ в своих границах, пропуская их через возникающие неплотности в ПГ во 2-й контур.

Наибольшим образом раскрываются границы 1 контура с радиоактивным (порядка 10-2 Кu/л) теплоносителем в первом контуре при срыве и демонтаже верхних съемных блоков реактора, заполненного этим теплоносителем, для подготовки РУ к перегрузке ядерного топлива. При этом неизбежен неконтролируемый выход радиоактивного трития и радиоактивных газов (РГ) также за пределы борта ПАЭС. Следует также отметить, что в этой ситуации на пути выхода радиоактивных веществ (РВ) в окружающую среду остается лишь два существенно ослабленных барьера: «распухшая» топливная матрица и менее герметичная (по сравнению с исходным состоянием ТВЭЛов) оболочка ТВЭЛов свежих тепловыделяющих сборок (ТВС).

ПАЭС оснащена вентиляционной трубой, через которую, как указано в материалах проекта, планируется выбрасывать в окружающую среду радиоактивные газы и аэрозоли, накапливающиеся в полости защитной оболочки (и в аппаратном помещении, в частности), но не задерживаемые фильтрами. Следовательно, радиоактивные газы и аэрозоли будут выходить далеко за границы корпуса ПАЭС. Если это не соответствует действительности, то разработчиками ПАЭС эта труба должна быть изъята из рассматриваемого проекта. Собственно, максимальное расстояние от этой трубы до завершения «заметного» для измерительных средств осаждения радиоактивности из факела сбросов от трубы определит радиус санитарно-защитной зоны. Для обустройства в части обеспечения надлежащего контроля за радиоактивным загрязнением, и средств для возможного проведения дезактивации участков территории этой зоны, потребуются капитальные и эксплуатационные затраты с учетом увеличения численности эксплуатационного персонала, что должно быть определено и показано в проекте.

Заметно «дырявой» определяется проектом защитная оболочка, поскольку принято достижение ее герметичности на уровне, обеспечивающем скорость утечки радиоактивной среды из защитной оболочки в среду обитания (т.е. за пределы борта ПАЭС) порядка 1% от ее объема. Это также обеспечит выход радиоактивности в среду обитания при авариях, связанных с разуплотнением первого контура.
Таким образом, ПАЭС при нормальной эксплуатации обеспечивает дополнительные к естественным дозовые нагрузки и возможностью реализации аварий создает серьезную угрозу природе и населению Арктики. Население региона в условиях Заполярья и удаленности от помощи окажется надолго беззащитным воздействию радиации. Поскольку технически невозможно полностью исключить утечку из первого контура постоянно генерируемых в работающем на мощности ядерном реакторе и вокруг его корпуса радиоактивных аэрозолей, последние будут постоянно проникать в среду обитания населения г. Певека транзитом через полость защитной оболочки и вентиляционную трубу.