8. Основные источники радиационной опасности и факторы радиационного воздействия на аэс

Основным фактором, определяющим особенности эксплуатации АЭС является ионизирующее излучение, а именно:

• внешнее гамма, бета, и нейтронное излучение от оборудования, помещений и других источников ионизирующего излучения (ИИИ);

• радиоактивное загрязнение оборудования, помещений и тела;

• внутреннее облучение от радионуклидов, поступающих через органы дыхания и желудочно-кишечный тракт;

• контактное облучение при внешнем загрязнении тела за счет радиоактивного загрязнения кожных покровов и спецодежды.

Наибольшую радиационную опасность на АЭС представляет оборудование ядерного реактора и оборудование паропроизводящей установки:

• ядерные реакторы и внугрикорпусные устройства активный теплоноситель;

• бассейны выдержки и перегрузки ядерного топлива при нахождении в них отработанного ядерного топлива;

• трубопроводы и оборудование первого контура (ГЦН, ПГ, КО, КД, СВО-1, СВО-2, арматура и т.п.), а так же технологические системы, имеющие непосредственную связь с первым контуром;

• детали и механизмы СУЗ, датчики КИП и РК, связанные с измерением параметров I контура и технологических систем, имеющих связь с I контуром;

• искусственные радиоизотопы, установленные на стационарном оборудовании для технологического контроля;

• источники ионизирующего излучения, используемые в дефектоскопии и при поверке аппаратуры радиационного контроля;

• система спецгазоочистки (СГО).

Помимо указанных другими источниками радиационной опасности на АЭС может быть оборудование спецкорпусов по обращению с радиоактивными отходами (РАО):

• установки битумирования;

• помещения выпарных аппаратов СВО-3, СВО-4;

• помещение насосов «грязного» борного концентрата первого контура;

• помещение фильтров СВО-6;

• помещения хранения бывших в работе дефектных КНИ, СВП, другого высокоактивного оборудования;

• помещения сжигания и прессования радиоактивных отходов;

• помещение хранения и ревизии ТТО;

• здания хранения отработавших парогенераторов.

• площадка временного хранения отработанного ядерного топлива (СХОЯТ).

К источникам нейтронов и гамма-излучения можно отнести:

• источники быстрых нейтронов (ИБН) в измерителях концентрации бора (НАР-Б);

• радиоизотопные нейтронные источники, применяемые для поверки средств измерения ионизирующих излучений;

Мощным источником нейтронного и гамма-излучения конечно же является работающий ядерный реактор.

Под действием нейтронов в реакторе происходит активация теплоносителя, конструкционных материалов, а также продуктов коррозии оборудования и трубопроводов. Образующиеся при этом радиоактивные изотопы являются источниками гамма- и бета-излучения.

В активной зоне реактора при работающем реакторе при делении ядра ²³⁵U образуется два осколка с энергией 162 МэВ и нейтроны деления, которые подразделяются на мгновенные нейтроны (около 2,5 нейтр./деление), выделяющиеся одновременно с осколками деления, примерно через 10^-12 с после деления, составляют более 99 % всех нейтронов деления.

Запаздывающие нейтроны (менее 1 % общего числа нейтронов деления) испускаются сильно возбужденными ядрами осколков деления через несколько секунд или минут. Наибольшая часть запаздывающих нейтронов испускается в течение 1 мин после деления. Плотность потока нейтронов в активной зоне при работе реакторов современных АЭС достигает 10¹³ - 10¹⁴ нейтронов/с*см². Наиболее вероятное значение энергии нейтрона при делении составляет 0,75 МэВ, а среднее - около 2,0 МэВ. Суммарная энергия, выделившаяся в активной зоне ядерного реактора при делении одного ядра ²³⁵U, составляет 193 МэВ (осколки деления – 162 МэВ, мгновенные нейтроны – 5 МэВ, мгновенное гамма-излучение – 5 МэВ, гамма-излучение продуктов деления – 6 МэВ, бета-частицы продуктов деления – 5 МэВ, захватное излучение – 10 МэВ). Как видно из приведенного примера большая часть энергии при делении выделяется с частицами и квантами.

Таким образом, нейтроны в активной зоне работающего реактора подразделяются на четыре группы:

• мгновенные нейтроны, т.е. нейтроны, сопровождающие процесс деления ядер урана;

• запаздывающие нейтроны - испускаются сильно возбужденными ядрами осколков деления;

• нейтроны активации - испускаются при радиоактивном распаде продуктов ряда ядерных реакций;

• фотонейтроны - образуются в результате ( ) - реакций на некоторых ядрах.

Основными источниками гамма-излучения работающего реактора являются:

• мгновенное гамма-излучение, т.е. гамма-излучение, сопровождающее процесс деления;

• гамма-излучение короткоживущих продуктов деления (T_1/2 10 мин);

• гамма-излучение долгоживущих продуктов деления (Т_1/2 10 мин);

• захватное гамма-излучение, т.е. гамма-излучение, сопровождающее ( ) реакцию.

При работающем реакторе гамма-излучение обусловлено мгновенным гамма-излучением, возникающем при делении ядра ²³⁵U; гамма-излучением короткоживущих продуктов деления, испускаемых в течение, примерно, 10 мин после деления; захватного гамма-излучения по реакции ( ), возникающего при захвате нейтронов ядрами топлива, теплоносителя, замедлителя и конструкционных материалов реактора. При делении ²³⁵U образующееся мгновенное гамма-излучение обладает суммарной энергией фотонов 5 МэВ с диапазоном энергий от 0,2 МэВ до 7,0 МэВ при средней энергии около 1,0 МэВ.

Образующиеся при работающем реакторе осколочные продукты деления, являются в основном, источником гамма- и бета-излучения.

Теплоноситель и переносимые им примеси при прохождении через активную зону реактора подвергаются облучению нейтронами, и некоторые элементы в результате реакций становятся радиоактивными.

Работа ядерного реактора характеризуется постоянным образованием и накоплением долгоживущих высокорадиоактивных продуктов деления по мере выгорания ядерного топлива. Так, например, в активной зоне водо-водяных реакторов типа ВВЭР-440 ежесуточно образуются радиоактивные нуклиды в количестве: ¹³¹I (T_1/2 - 8 суток) - 1,1*10⁶Ки (4,1*10¹⁶ Бк), ⁹⁰Sr (Т_1/2 - 29,12 года) - 1,8*10²Ки (6,5*10² Бк) и т.д.

К концу трехлетней компании этого реактора полная активность продуктов деления составляет 6*10⁹Ки (2,2*10²⁰ Бк) или 1,4*10⁸Ки (5,2*10¹⁸ Бк) на 1тонну топлива. При этом более 50 % активности приходится на долю газообразных продуктов деления.

Теплоноситель, а отсюда и все оборудование, с которым он находится в контакте, представляет собой опасный и мощный источник излучения, обусловленный наличием "собственной", осколочной и коррозионной активностями. Активность теплоносителя первого контура определяется тремя составляющими:

«Собственная» активность зависит от свойств ядер самого теплоносителя. Так, например, для водного теплоносителя в результате взаимодействия в активной зоне потоков быстрых нейтронов с ядрами кислорода и водорода теплоносителя возникают следующие реакции: ¹⁶O(n,p)¹⁶N; ¹⁷O(n,p)¹⁷N; ¹⁸O( )¹⁹O; ²H( )³H.

Основную активность теплоносителя обусловливает ¹⁶N, образующийся в результате 1-й реакции. Это объясняется тем, что сечение взаимодействия быстрых нейтронов с ¹⁶O наибольшее, а естественное содержание в природе этого изотопа ровно 99,8 %. Азот ¹⁶N имеет период полураспада T_1/2 = 7,11 с и испускает гамма-кванты с энергией =2,75 Мэв; 6,13МэВ и 7,11 МэВ.

Собственная активность теплоносителя при работе реактора достигает 10¹Ки/л (4*10⁹ Бк/л), а мощность дозы гамма излучения вплотную к трубопроводу первого контура может составлять 100 бэр/час (13 Зв/час).

«Осколочная» активность теплоносителя обусловлена продуктами деления, определяемая продуктами деления ²³⁵u, поступающими в первый контур при разгерметизации оболочек тепловыделяющих элементов (твэл) или загрязнения топливных композицией наружных поверхностей твэл в процессе их изготовления. Менее значительный вклад в осколочную активность теплоносителя дает поступление продуктов деления с поверхностей оболочек твэл, загрязненных топливом при изготовлении. При нарушении герметичности оболочек твэл в теплоноситель в первую очередь поступают, накопившиеся под оболочкой твэл, инертные радиоактивные газы (ИРГ) и изотопы йода, а также радионуклиды из топливной композиции.

Разгерметизация оболочек твэл происходит в основном в результате коррозионно-усталостных процессов и начинается с появлением микротрещин.

В реакторах отечественных АЭС используется в основном ядерное топливо на основе двуокиси урана-238, обогащенного ураном-235. При работе реактора в топливе образуются твердые, летучие и газообразные продукты деления. Газообразные и летучие продукты деления (ИРГ, цезий, йод, бром) мигрируют вначале в открытые поры в топливе - двуокиси урана, затем поступают в осевое отверстие, зазор под оболочкой и в объем свободного пространства в верхней части твэл. При появлении микротрещин газообразные и летучие продукты деления выходят из-под оболочки твэл в теплоноситель со скоростью, пропорциональной степени негерметичности твэл.

В результате воздействия различных факторов (высокая температура, коррозия, хрупкость при воздействии радиационных факторов, вибрация, переменные тепловые и гидравлические нагрузки) микротрещины в некоторых случаях развиваются в крупные дефекты оболочек твэл.

При таких дефектах возможен прямой контакт теплоносителя с топливом и выход в теплоноситель помимо газообразных и летучих продуктов деления (ИРГ, цезий, йод, бром) и компонентов ядерного топлива.

При нарушении герметичности парогенераторов продукты деления и другие радионуклиды могут поступать в теплоноситель второго контура, а при нарушении герметичности 2-го контура в производственные помещения зоны свободного режима или в окружающую среду.

«Наведенная» и коррозионная активность теплоносителя, определяемая, в основном, активированными в результате прохождения теплоносителя через активную зону примесями и продуктами коррозии конструкционных материалов главного циркуляционного контура и активной зоны реактора. Основной вклад в наведенную активность и в суммарную активность теплоносителя первого контура вносят радионуклиды ⁴²К и ²⁴Na (примесь КОН), образующиеся при активации вводимого в теплоноситель КОН, а также растворенные газы (аргон и др.) и продукты коррозии (окислы железа, никеля, кобальта, хрома и др.), попадающие в теплоноситель (табл. 8.1) при их смыве с конструкционных элементов и внутренних поверхностей трубопроводов.

Основной вклад в этот вид активности теплоносителя после останова реактора вносят продукты активации.

Они накапливаются на внутренних поверхностях оборудования и трубопроводов и являются основным источником гамма-облучения персонала при проведении ремонта на загрязненном оборудовании.

Накопление их происходит в результате длительной многократной циркуляции теплоносителя. При этом происходит смыв продуктов коррозии контура и отложение их на поверхностях активной зоны, где под действием потоков нейтронов происходит их активация.

Последующий смыв активированных продуктов коррозии и перенос их из активной зоны ведет к образованию пленки активных отложений на внутренних поверхностях оборудования АЭС: парогенераторов, насосов, барабанов сепараторов, арматуры и трубопроводов.

Таблица 8.1