СОДЕРЖАНИЕ ТРИТИЯ В ТВЕРДЫХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДАХ АЭС

Д. Д. Десятов, А. А. Екидин, Д. А. Власов

Аннотация


Актуальность. Тритий (3Н) входит в перечень радионуклидов, содержание которых МАГАТЭ рекомендует оценивать в выбросах, сбросах АЭС и радиоактивных отходах (РАО). Цель работы – оценить активность 3Н в твердых РАО, формирующихся при нормальной эксплуатации на АЭС с реакторной установкой (РУ) типа PWR и BWR, на основе доступных данных. Материалы и методы. Проведен анализ массива данных (65 АЭС в США) о ежегодной активности 3Н в твердых РАО. За нормализованные показатели активности 3Н в твердых РАО приняты отношения ежегодной активности 3Н к ежегодному производству электрической энергии на АЭС. Результаты. Статистическая обработка и анализ выборки данных об активности 3Н в твердых РАО, образующихся при нормальной эксплуатации АЭС (РУ типа PWR и BWR), показал, что медианные значения суммарной нормализованной активности 3Н во всех классах твердых РАО в категориях «наилучшая», «устойчивая» и «наихудшая» составили 8,61·10–5, 9,34·10–4 и 2,22·10–2 ГБк/(ГВт·ч) соответственно. При нормальной эксплуатации АЭС медиана нормализованного показателя активности (суммарно по трем путям поступления в окружающую среду) составляет: для АЭС с PWR – 3,09 ГБк / (ГВт·ч), при этом 95,0% указанной активности приходится на сбросы, 4,8% – на выбросы, 0,2% – на образовавшиеся твердые РАО; для АЭС с BWR – 1,74·10–1 ГБк/(ГВт·ч), при этом 71,3% этой активности приходится на выбросы, 18,8% – на сбросы, 9,9% – на образовавшиеся твердые РАО. Заключение. Оценен выход 3Н за барьеры безопасности, с учетом анализа выбросов, сбросов и содержания 3Н в твердых РАО, а также выполненных ранее исследований. Приведение к критериям приемлемости для финальной изоляции показателей по твердым РАО, содержащим 3Н, показало, что его радиационное воздействие на человека и окружающую среду будет пренебрежимо мало и, на основании принципа оптимизации, может не учитываться в условиях нормальной эксплуатации АЭС.

Ключевые слова


радионуклид тритий (3Н), реактор типа PWR, реактор типа BWR, водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР), нормальная эксплуатация, радиоактивные отходы (РАО), класс РАО, атомная электростанция (АЭС), базовая линия

Литература


Антонова Е.В., Антонов К.Л., Васянович М.Е., Панченко С.В. Тритий от молекулы до биосферы. 1. Закономерности поведения в окружающей среде. – Экология, 2024, № 4, с. 255–288. https://doi.org/10.31857/S0367059722040035

Десятов Д.Д., Екидин А.А., Власов Д.А. Вклад АЭС с различным типом реакторных установок в глобальное поступление трития в окружающую среду. – Атомная энергия, 2024, т. 137, вып. 3–4, с. 175–180. https://elibrary.ru/eytykj https://doi.org/10.1007/s10512-025-01195-y

Магомедбеков Э.П., Растунова И.Л., Белкин Д.Ю. Особенности распределения тяжелых изотопов водорода при детритизации легководных отходов методом ректификации. – Вопросы атомной науки и техники. Сер. Материаловедение и новые материалы, 2018, № 4 (95), с. 62–70. https://www.elibrary.ru/yhrekc

Крышев А.И., Васянович М.Е., Екидин А.А. и др. Поступление трития в атмосферу с выбросами АЭС с ВВЭР и оценка дозы облучения населения. – Атомная энергия, 2020, т. 128, № 6, с. 333–337. https://www.elibrary.ru/lvgtyz https://doi.org/10.1007/s10512-021-00703-0

Екидин А.А., Жуковский М.В., Васянович М.Е. Идентификация основных дозообразующих радионуклидов в выбросах АЭС. – Атомная энергия, 2016, т. 120, № 2, с. 106–108. https://www.elibrary.ru/vpeboj https://doi.org/10.1007/s10512-016-0107-x

Хахунова М.М. Исследование миграции трития в приконтурные зоны хранилищ радиоактивных отходов с разными сроками их эксплуатации. – Экология и промышленность России, 2013, № 6, с. 53–55. https://www.elibrary.ru/qaudyv

Переволоцкий А.Н., Переволоцкая Т.В. Прогноз дозы облучения сельского населения при штатных радиоактивных выбросах АЭС с реакторами ВВЭР-1200 на основе рекомендаций МАГАТЭ. – Проблемы здоровья и экологии, 2025, т. 22, № 1, с. 87–93. https://doi.org/10.51523/2708-6011.2025-22-1-11

Грачев В.А., Сазонов А.Б., Быстрова О.С. Распределение трития между первым контуром и связанными системами энергоблока АЭС с реактором ВВЭР. – Атомная энергия, 2024, т. 137, вып. 1–2, с. 44–51. https://www.elibrary.ru/tfsdgi

Кочетков О.А., Анпилогова И.Н., Барчуков В.Г. и др. Имитационная модель как возможность описания процесса переноса и накопления нуклидов. – Ядерная и радиационная безопасность, 2022, № 3 (105), с. 15–27. https://doi.org/10.26277/SECNRS.2022.105.3.002

Екидин А.А., Малиновский Г.П., Рогозина М.А. и др. Оценка вклада техногенных радионуклидов в суммарную активность сбросов АЭС на основе имитационной модели. – Атомная энергия, 2015, т. 119, № 4, с. 219–221.https://www.elibrary.ru/sofnzc https://doi.org/10.1007/s10512-016-0059-1

Васильев А.В., Екидин А.А., Юсупов Р.И., Пудовкин А.В. Нормативно-методическое обеспечение для подтверждения критериев приемлемости радиоактивных отходов АЭС для захоронения. – АНРИ (Аппаратура и новости радиационных измерений), 2017, № 4 (91), с. 23–30. https://www.elibrary.ru/zsqzap

Екидин А.А., Антонов К.Л. Применение удельного показателя для оценки объемов образования РАО при нормальной эксплуатации АЭС России. – Радиоактивные отходы, 2020, № 2 (11), с. 66–74. https://doi.org/10.25283/2587-9707-2020-2-66-74

Djokić D.A. Characteristics based approach to radioactive waste classification in advanced nuclear fuel cycles. Thesis of the dis. … doctor of philosophy in engineering–nuclear engineering. Berkeley, USA: University of California, 2013. EID: 2-s2.0-84876544974

Shatalin V.A., Desyatov D.D., Ekidin A.A. Waste specific indicator at PWR and BWR nuclear power plants. – Nucl. Eng. Technol., 2025, v. 57, No. 4, p. 103307. https://doi.org/10.1016/j.net.2024.11.009

Десятов Д.Д., Екидин А.А., Шаталин В.А. Минимально достижимые значения удельных показателей образования радиоактивных отходов на атомных станциях PWR и BWR. – Траектория исследований – человек, природа, технологии, 2024, № 2 (10), с. 29–41. https://elibrary.ru/ielbfg https://doi.org/10.56564/27825264_2024_2_29

Власов Д.А., Десятов Д.Д., Екидин А.А. Прогноз поступления трития в окружающую среду при нормальной эксплуатации АЭС. – Атомная энергия, 2025, т. 138, № 3, с. 131–137. https://www.elibrary.ru/grwcrb https://doi.org/10.1007/s10512-025-01241-9


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.