Характеристика радиоактивных продуктов коррозии, входящих в состав отложений ядерного реактора

Реакция образования	Период полураспада	Равновесное содержание наступает	Энергия фотонов, МэВ
58Fe ( ) 59Fe	45,1 сут	0,5 года	1,1;1,29
50Cr ( ) 51Cr	27,8 сут	2-3 мес.	0,323
55Mn ( ) 56Mn	2,58 час	1 мес.	0,846; 1,81; 2,11
54Fe ( ) 54Mn	312,3 сут	1 год	0,835
59Co ( ) 60Co	5,25 года		1,17; 1,33
58Ni ( ) 58Co	70 сут	1 час	0,511; 0,81
94Zr ( ) 95Zr	64 сут		0,72; 0,75
109Ag ( ) 110Ag	250,4 сут		0,66; 0,88

Радионуклидный состав, активность теплоносителя и отложений на оборудовании зависят от типа теплоносителя, материалов контура и активной зоны, герметичности оболочек твэл, способности радионуклидов к осаждению на поверхности и поступления в теплоноситель. В водоохлаждаемых ядерных реакторах оборудование технологического контура изготовляется из коррозионно-стойких сталей, поэтому в состав коррозионных отложений входят радионуклиды кобальта, железа, хрома, марганца и др.

Наибольший вклад в мощность дозы вносит ⁶⁰Со. Вклад продуктов деления в мощность дозы незначителен и, как правило, не превышает 10 %.

С увеличением времени эксплуатации АЭС активность отложений на оборудовании растет и вместе с этим возрастает мощность дозы гамма-излучения от оборудования. Так, мощность дозы гамма-излучения вблизи трубопровода первого контура на остановленном реакторе ВВЭР-440 после 1-го года эксплуатации 40…70 мР/ч, через 2 года - до 180…200 мР/ч, через 3 года – 250…350 мР/ч, а на отдельных участках контура до 2,0…3,5 Р/ч.

Второй контур и различные вспомогательные технологические контуры могут быть источниками излучений, если будет происходить протечка в них теплоносителя из основного технологического контура. Например, при разгерметизации коллектора или теплообменных трубок в парогенераторе.

Кроме внешнего нейтронного и гамма-излучения радиационную обстановку на АЭС определяют радиоактивные газы и аэрозоли, присутствующие в воздухе рабочих помещений и радиоактивные загрязнения поверхностей помещений и оборудования.

Радиоактивные аэрозоли представляют собой взвешенные в воздухе (в виде тумана или дыма) мельчайшие твердые или жидкие частицы радиоактивных веществ. Поступление их в организм и распределение в нем зависит от размеров аэрозольных частиц.

В воздухе помещений и вытяжных вентиляционных систем АЭС обнаруживаются как естественные, так и искусственные радиоактивные аэрозоли. Искусственные радиоактивные аэрозоли - продукты деления ядерного топлива и продукты активации примесей теплоносителя, мигрировавшие в воздух. Из примесей следует отметить, прежде всего, активированные продукты коррозии, перечисленные в таблице 8.1.

Продукты деления ядерного топлива представляют собой около 600 различных нуклидов. Барьерами, ограничивающими распространение продуктов деления в помещения АЭС и окружающую среду, служат оболочки твэл, контур теплоносителя, герметичные боксы или оболочки.

В нормальном режиме работы АЭС происходит значительная временная задержка радионуклидов перед выбросом в атмосферу.

Источником газо-аэрозольной активности и загрязненности помещений и оборудования является теплоноситель первого контура, при протечках которого, в случае нарушения герметичности оборудования и трубопроводов или при производстве ремонтных работ, в воздухе помещений появляются радиоактивные газы, йод, аэрозоли, а поверхности помещений и оборудования загрязняются радиоактивными веществами.

Вклад в дозу альфа-излучателей при нормальной эксплуатации ЯППУ мал, так как воздействие таких излучателей на персонал практически исключается конструкцией тепловыделяющих элементов, реактора и биологической защиты.

Кроме внешнего нейтронного и гамма-излучения радиационную обстановку АЭС определяют радиоактивные газы и аэрозоли, присутствующие в воздухе рабочих помещений и радиоактивные загрязнения поверхностей помещений и оборудования.

Радиоактивные аэрозоли представляют собой взвешенные в воздухе (в виде тумана или дыма) мельчайшие твердые или жидкие частицы радиоактивных веществ. Поступление их в организм и распределение в нем зависит от размеров аэрозольных частиц.

Несмотря на принимаемые меры: очистку теплоносителя (спецводоочистка), очистку сдувки газов (система газоочистки) в период нормальной эксплуатации АЭС могут иметь место неорганизованные протечки теплоносителя через различные неплотности фланцевых соединений и приводов запорной арматуры первого контура. Истечение воды с температурой около 523 K сопровождается парообразованием. С образующимся паром в воздух помещений будут выходить практически все ИРГ и тритий. Доли других радионуклидов уносимых из теплоносителя с паром зависят от коэффициента парообразования и соотношения радионуклидов в теплоносителе.

Наибольшую опасность представляет йод, так как его в теплоносителе сравнительно много.

Большие концентрации аэрозолей образуются в период планово-предупредительных ремонтов (ППР) и перегрузке топлива, когда проводятся такие радиационно опасные работы, как разуплотнение главного разъема реактора, зачистка гнезд шпилек этого разъема, шлифовка металла корпуса реактора, зачистка, сварка и шлифовка в парогенераторе, дезактивация парогенераторов и ГЦН и т.п. В этих случаях концентрация аэрозолей может достигать до C_зол = 70…3000 Бк/м³.

Основным фактором радиационного воздействия на АЭС являются ионизирующие излучения, проникающие за биологическую защиту, главным образом, гамма-излучение, так как концентрация радиоактивных веществ в воздухе помещений выше допустимых концентраций возникает при нормальной эксплуатации только в непосещаемых помещениях, где размещено оборудование с активными средами и где присутствие персонала не является необходимым.

В помещениях, где присутствие персонала необходимо по технологическому процессу, возможно лишь кратковременное повышение концентрации (в аварийных случаях) при нарушении герметичности оборудования, что при своевременном оповещении персонала о превышении установленных порогов сигнализации не вносит значительного вклада в суммарную дозу.

К факторам радиационного воздействия относятся также загрязнение рабочих поверхностей, кожных покровов и спецодежды, а также радиоактивные аэрозоли, с которыми персонал сталкивается в период ремонтных, дезактивационных работ и при ликвидации аварийных ситуаций.

Воздействие АЭС на окружающую среду обусловливается рядом основных факторов, которые при нормальных условиях эксплуатации не превышают установленных уровней:

• газоаэрозольные выбросы радиоактивных веществ в атмосферу;

• поступление радиоактивных веществ в сбросные воды (при нормальной эксплуатации активность дебалансных сбросных вод не превышает допустимых норм для питьевой воды и может повыситься только при нарушениях технологического процесса, при разгерметизации оборудования);

• хранение и транспортировка радиоактивных отходов, радиоактивных источников, используемых в дефектоскопии и при поверке аппаратуры радиационного контроля.

При нормальной работе АЭС эти факторы могут проявиться только в случае нарушения требований радиационной безопасности персоналом станции (правил радиационной гигиены, правил радиационного контроля, вынос и вывоз загрязненного радионуклидами оборудования, предметов и т.п.). На АЭС ограничение распространения радионуклидов из реакторной установки достигается наличием на возможных путях их распространения ряда последовательных защитных барьеров.

АЭС строится исходя из принципов обеспечения безопасной эксплуатации всех ее устройств и систем. Среди основных принципов безопасности АЭС особое место занимают системы защиты в глубину (глубоко эшелонированной защиты):

• установление последовательных физических барьеров на пути распространения радиоактивных продуктов в окружающую среду;

• применение технических и административных мероприятий по сохранению целостности и эффективности этих барьеров;

• внедрение мероприятий по защите персонала и окружающей среды в случае разрушения барьеров.

В основе принципа последовательных барьеров лежит установление четырех физических барьеров, обеспечивающих надежное удержание радиоактивных веществ в заданных объемах или границах сооружений АЭС.

Система физических барьеров включает в себя:

• топливную матрицу;

• оболочки тепловыделяющих элементов;

• границы контура теплоносителя;

• герметичное ограждение локализующих систем безопасности - защитную оболочку.

Первым и вторым основными защитными технологическими барьерами являются топливная матрица и циркониевая оболочка тепловыделяющего элемента (твэл) внутри которого находится ядерное топливо. Матрица твэл препятствует выходу радиоактивных осколков ядерного деления (кроме газообразных) в объеме циркониевой оболочки, а циркониевая оболочка препятствует выходу радиоактивных продуктов в теплоноситель первого контура.

Третьим основным (последовательным за вторым) защитным барьером является герметичная конструкция технологического оборудования: реактора, трубопроводов, парогенераторов, насосов фильтров и арматуры, входящих в состав четырех циркуляционных контуров (петель), а также конструкция компенсатора давления. Самым напряженным узлом третьего защитного барьера является трубчатка парогенератора, разделяющая первый и второй контур.

Реакторная установка с теплоносителем размещена в герметичной железобетонной защитной оболочке – контайменте, поэтому эффективность этого защитного барьера наиболее полно можно определить по активности радионуклидов, поступающих в гермооболочку.

Четвертым основным (последовательным за первыми тремя) защитным барьером в возможных путях распространения радионуклидов в окружающую среду является контаймент энергоблока. Если первые два барьера выполняют технологические функции и должны работать эффективно во всех режимах эксплуатации энергоблока, то гермооболочка при нормальной эксплуатации энергоблока носит вспомогательные функции. Ее основное назначение – локализовать радиоактивные вещества в своем объеме при возникновении максимальной проектной аварии – истечении теплоносителя первого контура через трубопровод диаметром 850 мм при полном обрыве циркуляционного трубопровода.

Каждый физический барьер выполнен с учетом специальных норм и правил для обеспечения его повышенной надежности.

В процессе эксплуатации состояние физических барьеров контролируется прямыми методами (например, визуальный контроль тепловыделяющих сборок перед их загрузкой в активную зону) или косвенными методами (например, измерение радиоактивности теплоносителя и воздушной среды в объеме защитной оболочки).