Длительные наблюдения за радиационной обстановкой в необслуживаемых и обслуживаемых помещениях АЭС показали, что запроектированная и сооруженная защита реактора и технологического оборудования обеспечивает нормальную радиационную обстановку в период всего времени эксплуатации АЭС [1].
Однако вследствие появления протечек в оборудовании контура (при плановых и неплановых ремонтах, аварийных ситуациях и др.) возможно изменение радиационной обстановки в основных помещениях АЭС и окружающей среде.
Для выработки и принятия эффективных мер защиты, особенно в случаях радиационных аварий, при выявлении радиационной обстановки необходимо знать радиационные характеристики продуктов, возникающих при работе реактора. Далее мы рассмотрим наиболее радиационно опасные продукты работы реактора: актиноиды, продукты деления, продукты активации, продукты коррозии.
Актиноиды.
На современном этапе развития ядерной энергетики в качестве основного ядерного топлива используется природный уран.
Природный уран состоит из трех изотопов, при этом, где бы на нашей планете не добывали уран, его изотопный состав всюду одинаков:
уран-238 99,2831 % Т1/2=4,51109 лет;
уран-235 0,7115 % Т1/2=0,713109 лет;
уран-234 0,0054 % Т1/2=27,0106 лет
Большинство проектируемых и действующих АЭС с реакторами на тепловых нейтронах работают на уране, обогащенном ураном –235, с обогащением от 1,8 до 4,4 %.
Поглощая тепловые нейтроны, естественный изотоп урана-235 переходит в возбужденное составное ядро урана-236. Спустя короткое время (10–14с) оно распадается на два ядра-осколка с испусканием от 2 до 3 нейтронов и высокоэнергетических гамма-квантов.
За счет (n, ) реакций здесь возможен и процесс последовательных превращений с образованием ряда актиноидов, не встречающихся в природе: урана-237; нептуния-237, -238; плутония-238; плутония-239; плутония-241 и др.
В целом, в результате (n, ) и (n, 2n) реакций, спонтанного испускания нейтронов и других реакций, а также радиоактивных превращений в твэлах накапливается более 50 актиноидов — изотопов урана, нептуния, плутония, америция, кюрия, берклия, калифорния, энштейния и фермия.
Масса и активность наиболее важных и радиационно опасных актиноидов, образующихся на 1 тонну облученного топлива в течение компании, равной 3 года, приведены в таблице 1 (кассеты реактора ВВЭР — 1000; 4,4 % обогащения; активность и масса указаны на время после выгрузки, t=0).
Таблица 1
Радиационные характеристики некоторых актиноидов
|
Нуклид |
Т1/2, лет |
Масса, г/т |
Активность, Бк/т |
Группа радиационной опасности |
|
Уран-235 Уран-238 Плутоний-239 Плутоний-241 Плутоний-240 Америций-241 Америций-243 Кюрий-242 Кюрий-244 Калифорний-252 |
6,85+8 4,47+9 2,41+4 1,52+1 6,54+4 4,33+2 7,38+3 4,46–1 1,81+1 2,64 |
1,23+4 9,42+5 5,42+3 1,48+3 2,42+3 7,16+1 7,16+1 7,82 4,5+1 3,8–8 |
1,02+9 1,18+10 1,26+13 6,35+16 2,06+12 9,16+12 8,9+11 9,69+14 1,35+14 7,66+5 |
4 4 1 1 1 1 1 1 1 1 |
В целом, за кампанию 3 года на одну тонну облученного топлива реактора ВВЭР-1000 образуется 16,35 кг трансурановых и трансплутониевых элементов (здесь не учтены массы урана-235 и урана-238 как основных элементов топлива, выгорающих по мере работы реактора на номинальной мощности). На всю загрузку реактора масса нагоревших актиноидов составит 1079,1 кг (загрузка по урану 66 тонн), из них 630,3 кг составляют трансплутониевые элементы, суммарная активность которых достигает 4,71017 Бк.
До 1980 г. идентифицировано 58 ядер актиноидов в диапазоне массовых чисел 72–166.
Продукты деления.
Отличительной особенностью ядерных энергетических реакторов является то, что, находясь в поле нейтронов работающего реактора, стабильные и некоторые радиоактивные продукты деления, в свою очередь, захватывают тепловые нейтроны, образуя новые радионуклиды и новые радиоактивные цепочки.
В зависимости от физико-химического состояния и особенностей поведения в технологических системах АЭС и окружающей среде продукты деления разделяют на следующие группы:
- Благородные газы (аргон, криптон, ксенон).
- Летучие вещества (йод, цезий).
- Тритий и углерод.
- Нелетучие вещества (лантан, стронций, рубидий и др.).
Радионуклиды, которые могут оказывать значимое воздействие на окружающую среду при работе АЭС и других предприятий ядерного топливного цикла, принято называть биологически значимыми радионуклидами.
При нормальной работе АЭС к группе биологически значимых газообразных нуклидов относят те, период полураспада которых превышает несколько минут. В таблице 2 приведены некоторые характеристики данной группы радионуклидов.
С точки зрения радиационной опасности для персонала АЭС и населения, кроме нуклидов криптона, ксенона и йода, наибольшее значение имеют радионуклиды стронций-89, стронций-90, цезий-134, цезий-137, а также цирконий-95, ниобий-95, церий-144, празеодим-143 и др.
Таблица 2
Удельная активность наиболее значимых изотопов РБГ ийодов воблучаемом топливе ВВЭР-1000, Бк/т
|
Нуклид |
Т1/2 |
Выдержка после остановки реактора |
|||
|
0 |
1 ч |
12 ч |
24 ч |
||
|
85mKr 85Kr 88Kr |
4,84 ч 10,7 лет 2,8 ч |
9,94+15 5,78+14 2,96+16 |
8,62+15 2,33+16 |
1,57+15 1,62+15 |
2,45+14 5,78+14 8,83+13 |
|
133mXe 133Xe 133mXe* |
2,19 сут 5,24 сут 9,08 ч |
1,53+15 9,17+16 1,95+16 |
1,52+15 9,17+16 2,42+16 |
1,46+15 9,08+16 3,47+16 |
1,35+15 8,83+16 2,15+16 |
|
131I 133I 135I |
8,04 сут 20,8 ч 6,61 ч |
4,49+16 9,13+16 8,53+16 |
4,49+16 8,98+16 7,73+16 |
4,35+16 6,31+16 2,44+16 |
4,19+16 4,23+16 6,93+15 |
Радиационные характеристики этой группы радионуклидов приведены в таблице 3 (реактор ВВЭР-1000, кампания 3 года, удельная активность на одну тонну облученного топлива).
В целом суммарная активность отработанного топлива в реакторе на всю загрузку по актиноидам и продуктам деления может достигать значения 4,21020 Бк (1,21010 Ки). Активность теплоносителя по продуктам деления может достигать 3109 Бк/л (0,08 Ки/л), в том числе по РБГ 1,5 109 Бк/л (0,04 Ки/л), суммы изотопов йода-3,7108 Бк/л (10–2 Ки/л). Значительный вклад (до 7,4108 Бк/л) в активность водного теплоносителя вносят короткоживущие изотопы рубидия-88 и -89; цезия-138 и -139, которые являются дочерними продуктами соответствующих изотопов криптона и ксенона.
Таблица 3
Радиационные характеристики низколетучих радионуклидов
|
Нуклид |
Т1/2 |
Удельная активность, Бк/т (t=0), кампания 3 года |
Средняя энергия, МэВ |
|
|
Е |
Е |
|||
|
Стронций-89 Стронций-90 Цирконий-95 Ниобий-95 Рутений-103 Рутений-106 Теллур-132 Цезий-134 Цезий-137 Барий-140 Церий-144 Празеодим-143 |
50,5 сут 28,5 лет 63,9 сут 35,1 сут 39,5 сут 368 сут 78 ч 2,06 г 30,1 лет 12,7 сут 284 сут 13,6 сут |
4,04+16 3,51+15 7,29+16 7,23+16 7,08+16 2,27+16 6,41+16 7,5+15 4,69+15 7,93+16 5,44+16 6,77+16 |
0,583 0,2 0,115 0,046 0,06 0,009 0,05 0,152 0,195 0,282 0,08 0,314 |
0,915 — 0,74 0,768 0,5 0,55 0,23 0,67 0,661 0,5 0,135 — |
Продукты активации.
Некоторая часть оборудования контура находится под воздействием интенсивного нейтронного облучения. Вследствие этого в материалах конструкции в поверхностных отложениях, в массе циркулирующего теплоносителя происходит образование и накопление радиоактивных продуктов неосколочного происхождения.
На АЭС с реакторами, охлаждаемыми водой высокой степени очистки, основная активность теплоносителя образуется в результате активации кислорода воды. При этом образуются радионуклиды азот-16, азот-13, фтор-18, которые являются бета- и гамма-излучателями.
Кроме того, возможна активация примесей, недостаточно полно удаленных в процессе водоподготовки. Это изотопы: натрий-23, калий-41, алюминий-27, аргон-40.
При использовании на АЭС в качестве теплоносителя первого контура металлов активность теплоносителя определяется активацией металла. Например, теплоноситель натрий активируется по реакции:
23Na(n,) 24Na
В газообразных теплоносителях — углекислом газе, гелии, азоте — основной вклад в активность теплоносителя образуют реакции активации кислорода.
Продукты коррозии.
Весьма важным источником активности теплоносителя всех реакторов являются продукты коррозии.
Основная доля радионуклидов, определяющих радиационную обстановку за счет отложений продуктов коррозии на внутренних поверхностях контура, приходится на изотопы хром-51, марганец-54, кобальт-60 и кобальт-58, железо-59.
Объемная активность продуктов коррозии в теплоносителе первого контура может достигать 1107 Бк/л (310–4 Ки/л). Активная пленка на поверхностях оборудования первого контура может иметь удельную активность до 10–2 Ки/м2.
Все внутрикорпусные устройства, находящиеся в поле нейтронов, сохраняют длительное время наведенную активность и представляют собой источники повышенной опасности при демонтаже, обслуживании и ремонте.
Перечисленные обстоятельства необходимо учитывать при выполнении аварийно-спасательных работ подразделениями и частями ликвидации последствий, участвующими в работах на аварийном блоке.
Литература:
- Использование ионизирующих излучений в промышленности, медицине и других областях. / Данилов П. В., Жиганов К. В., Пронин А. В. // Молодой ученый. – 2016. — № 23 (127). — с. 40–43.
