- •Методические указания по изучению темы:
- •Содержание
- •Часть 1. Радиационная опасность - фактор жизнедеятельности современного общества введение
- •1.1 Ионизирующие излучения и источники их образования.
- •1.2. Дозовые характеристики радиационного воздействия.
- •Взвешивающие коэффициенты wr для отдельных видов излучений при расчете эквивалентной дозы
- •1.3. Биологическое действие и предельно допустимые уровни ионизирующих излучений
- •Дозы фотонного излучения d, вызывающие 50 %-ную гибель (смертность) различных организмов в облученной популяции
- •1.4. Нормы радиационной безопасности (нрб – 99)
- •1.4.3. Требования к ограничению техногенного облучения в контролируемых условиях
- •4.4 Требования к защите от природного облучения в производственных условиях
- •Часть 2. Радиационная защита в чс техногенного характера.
- •2.1. Характеристика радиационно-опасных объектов.
- •Радиоактивные продукты наработки реактора
- •2.2 Классификация радиационных аварий
- •2.3 Фазы развития радиационных аварий
- •2.4. Содержание мероприятий радиационной защиты
- •2.2. Критерии вмешательства на загрязненных территориях
- •2.2.1. Критерии вмешательства на территориях, загрязненных в результате радиационных аварий:
- •2.4. Краткая характеристика мероприятий радиационной защиты
- •Заключение
- •Список литературы
Продукты
активации нейтронами
конструкционных
материалов
Продукты
коррозии материалов
1-ого контура при циркуляции теплоносителяРадиоактивные продукты наработки реактора
Рис.2.1 РВ в активной зоне ядерного реактора
Продукты активации и коррозии. Продукты активации и коррозии включают в себя радионуклиды, образующиеся в конструкционных материалах реактора и радиоактивные примеси теплоносителя и замедлителя.
Радиоактивная примесь теплоносителя, образующаяся в результате взаимодействия нейтронов в A3 реактора с материалом теплоносителя и химическими веществами, содержащимися в нем, является наведенной активностью.
Наиболее распространенными видами теплоносителя в реакторах на тепловых нейтронах является обессоленная вода, а в реакторах на быстрых нейтронах - жидкий натрий.
Основные радионуклиды – продукты активации и коррозии – представлены в табл. 2.2
Таблица 2.2
Основные продукты активации и коррозии ядерного реактора
Нуклид |
Т Ѕ, час |
Нуклид |
Т Ѕ, час |
51 Cr |
672 |
93Nb |
840 |
54 Mn |
7,5*10 3 |
95 Zr |
1,5*10 3 |
58 Co |
8,7*10 3 |
110mAg |
6,0*10 3 |
59Fe |
1,1*10 3 |
3 H(T) |
1,1*10 5 |
60 Co |
4,6*10 4 |
14 C |
5,0*10 7 |
65 Zn |
5,6*10 3 |
41 Ar |
1,8 |
Из перечисленных в таблице 2.2продуктов активации и коррозии особую опасность как источники внутреннего облучения представляют биогенные элементы тритий и14С, которые являются β-излучателями низких энергий.
Так, графитовый замедлитель реактора РБМК-1000 является источником образования радиоактивного 14С в количестве 31012 Бк/год.
В реакторах на быстрых нейтронах основной вклад в наведенную активность вносят 22Na и 24Na.Оба этих нуклида являются интенсивнымигамма-излучателями и их удельная активность в теплоносителе очень высока и достигает для24Na 2,0·1012Бк /кг.
Вторым важным источником активности теплоносителя являются продукты коррозии металлов технологических коммуникаций. Активация ПК происходит в основном за счет тепловых нейтронов.
Продукты активации и коррозии распределены в герметизированных объемах ядерного энергетического реактора и не представляют значительной радиационной опасности при нормальной работе установки.
При нарушении герметизации активной зоны ядерного реактора в случае аварии продукты активации и коррозии могут вызвать загрязнение территории, однако вследствие небольшого их количества это не вызовет значительных последствий для населения.
Радиоактивные продукты реакции деления. Процесс выделения ядерной энергии в A3 реактора сопровождается образованием и накоплением радиоактивных продуктов деления, которые представляют собой смесь (в настоящее время идентифицировано примерно 650 радионуклидов). Основная их часть является β-, γ-излучателями.
При облучении ядерного топлива в реакторе происходит два конкурирующих процесса. Первый включает образование новых радионуклидов за счет деления ядер урана-235. Второй процесс, протекающий одновременно с первым, является процессом радиоактивного распада
В начальный период облучения процесс накопления является преобладающим и поэтому суммарная активность продуктов деления в реакторе быстро увеличивается.
В дальнейшем в A3 реактора происходит постепенное выравнивание скоростей процессов образования и распада для ряда продуктов деления.
Время достижения равновесного состояния для каждого радионуклида различно и определяется, кроме других причин, в основном периодом его полураспада. Например, для 131I(T1/2= 8 сут) равновесное состояние достигается примерно через 80 суток после начала облучения топлива и составляет для РБМК-1000 около 40 МКи. При этом, очевидно, что время достижения такого равновесия будет тем больше, чем больше период полураспада радионуклида.
Активностъ каждого радионуклида на различное время облучения приводится в специальных справочниках.(Колобашкин В.В., Алексанкин В.Г., Рубцов П.М. и Ружанский П.А. Радиационные характеристики облученного топлива. - Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1983).
Для оценки радиационной опасности ЯР необходимо знать суммарную активность ПД, находящуюся в нем на момент аварии. Суммарная активность продуктов деления за время т непрерывной работы твэла в A3, называемое компанией, можно оценить, используя эмпирическую формулу
А(τ) = 6,З*106 (1 – 0,9 τ-0,16)Wτ
где Wτ-тепловая мощностъ реактора.
Стандартная кампания основных отечественных реакторов РБМК и ВВЭР после вывода их в стандартный режим работы составляет, как правило, 3 года (1095 суток). При этом активность продуктов деления в реакторе за это время составляет около 70 процентов активности, накопленной бы в реакторе при бесконечной кампании.
После останова реактора, а также аварии или разрушения, активность накопленных в нем радионуклидов начинает уменьшаться в соответствии с законом радиоактивного распада с учетом радиоактивных цепочек.
Вклад каждого изотопа в суммарную активность ПД определяется в основном его независимым выходом, то есть вероятностью его образования при делении ядра урана-235, а также периодом его полураспада
В работе [ ]представлено интегральное и дифференциальное распределение радионуклидов, образующихся в реакторе, по периодам их полураспада.
Из данных, представленных в работе, следует, что около 80 процентов всех радионуклидов, образующихся в ЯЭР, имеет период полураспада до одних суток. Анализ динамики накопления радионуклида в ЯР позволяет сделать вывод, что данный радионуклид достигает своего равновесия за время, равное примерно 10 периодам полураспада. Следовательно, в течение 10 суток 80 процентов РН достигнут своего равновесного состояния. За это время в ЯР накопится около 50 процентов активности, нарабатываемой за трехлетнюю кампанию.
Отсюда следует, что дальнейшее увеличение суммарной активности ПД в реакторе будет происходить за счет долгоживущих радионуклидов.
Небезынтересно сравнить относительное содержание радионуклидов в смеси продуктов деления ядерного взрыва и ядерного реактора (табл.2.3).
Из приведенных данных следует, что по приведенным изотопам увеличение относительного содержания в смеси долгоживущих продуктов деления ядерного реактора по сравнению с ядерным взрывом составляет тысячи раз, что и обусловливает более быстрый спад активности продуктов деления ядерного взрыва.
Таблица 2.3
Относительное содержание долгоживущих радионуклидов в смеси продуктов деления ядерного взрыва и ядерного реактора
Радионуклид |
Относительное количество РН в смеси ПД, % | |||
|
Ядерный взрыв |
ЯЭР при кампании | ||
|
1 ГОД |
2года |
3 года | |
90 Sr |
4,0*10 -5 |
0,03 |
0,06 |
0,08 |
95Zr |
7,0*10 -3 |
0,41 |
0,35 |
0,31 |
106 Ru |
5,0*10 –3 |
0,68 |
0,64 |
0.62 |
131I |
1,2*10 -3 |
0,66 |
0,62 |
0,60 |
137Cs |
4,1*10 -3 |
0,03 |
0,06 |
0,09 |
144Ce |
1,5*10 -3 |
0,3 |
0,23 |
0,19 |
Радиохимические заводы и предприятия по переработке и захоронению радиоактивных отходов. На этих предприятиях проводиться переработка радиоактивных отходов атомной промышленности, выделение урана и плутония из отработанных твэлов, а также продуктов деления урана, которые могут быть использованы в качестве источников излучения.
В настоящее время на радиохимических заводах широко применяется пурэкс-процесс, основанный на последовательной экстракции осколков деления, урана и плутония из переработанного топлива
Пурэкс-процесс включает два цикла экстракционной очистки. В первом происходит разделение урана и плутония и их первоначальная очистка от основной массы продуктов деления. Во втором уран и плутоний раздельно подвергаются дальнейшей очистке от осколочной активности.
Причиной радиоактивного загрязнения природной среды при переработке радиоактивных отходов могут быть аварии, связанные с нарушением технологического процесса.
В зависимости от стадии, на которой произошло нарушение технологии, радиоактивное загрязнение будет характеризоваться либо высокоактивными продуктами деления, как в случае аварии на НПО “Маяк” в 1957 году, либо α-активными изотопами урана и плутония с незначительными добавками продуктов деления, как в случае аварии на СХК в апреле 1993 года.
Таблица 2.4
Радионуклидный состав аварийного выброса при авариях на PXЗ
Радионуклид |
Т1/2 |
Содержание в смеси,% | |
НПО “Маяк “ |
СХК | ||
144Ce + 144Pr |
282 сут. |
59 |
<1 |
106RU + 106Ru |
Зб8 сут. |
— |
35 |
90Sr + 90Y |
28 лет |
5 |
<1 |
95Zr +95Nb |
б5 сут |
21,8 |
62 |
147Pm |
2,6лет |
7,3 |
— |
137Cs |
30 лет |
<1 |
<1 |
239Pu |
2,4·104 лет |
— |
79* |
234U |
2,4·105 лет |
— |
12* |
238U |
4,5·109 лет |
— |
9* |
* - процентный состав проводится относительно- активных радионуклидов |
Из приведенных данных видно, что содержание долгоживущих изотопов стронция-90 и цезия-137 в выбросе в процентном отношении невелико, однако в абсолютном значении активность их может составлять сотни и тысячи кюри. Поэтому эти радионуклиды в связи с их весьма большим периодом полураспада определяют долговременное загрязнение территории и вносят основной вклад в облучение населения.