Таблица 8.1

Биологически значимые радионуклиды благородных газов и йода, образующиеся при работе ядерного реактора

Нуклид	Т1/2	Нуклид	Т1/2	Нуклид	Т1/2
85Kr 85mKr 85Kr 85Kr	10,7 года 4,5 г 1,3 г 2,8 г	133Xe 133mXe 135Xe 135mXe	5,2 сут 2,2 сут 9,1 сут 15,7 сут	129I 131I 133I 135I	1,6.107 лет 8 сут 21 г 6,6 г

Таблица 8.2

Расчетное количество q в трития, образующегося в энергетическом реакторе

Реакция	q, Ки / [МВт(эл.)год]
	ВВЭР (PWR)	РБМК (BWR)
Деление Активация: D 6Li 10B 3He	18–20 0,001 0,02 0,5 —	18–20 0,01 0,5* — ≤ 0,6**

* — на примеси лития в графите.

** — в газовом контуре РБМК.

Изотоп ⁴¹Ar образуется в результате нейтронной активации ⁴⁰Ar, растворяющего вместе с воздухом в охлаждающей воде:

⁴⁰Ar (n,) ⁴¹Ar.

Так как содержание ⁴⁰Ar в воздухе мало, вклад ⁴¹Ar в общую активность первичного теплоносителя незначителен. Однако в реакторе РБМК этот радионуклид образуется также и в газовом контуре за счет той же реакции. Скорость образования ⁴¹Ar зависит от состава газовой смеси и может быть значительной.

Образование трития происходит в реакции активации действия, лития и бора, присутствующих в воде первичного контура в качестве примесей:

D(n, ) T,

⁶Li(n, ) T,

¹⁰Br(n, 2) Т.

Дейтерий входит в состав воды (0,015%), литий и бор — в добавляемые к теплоносителю реактора ВВЭР и PWR гидроокись лития (для регулирования содержания водорода в пленконосителе) и борную кислоту (для дополнительного регулирования реактора).

В реакторе типа РБМК тритий может возникать также в результате:

³He (n,р) Т.

В РБМК гелий присутствует в газовом контуре. Источником 14C в ядерном реакторе возможны реакции:

¹⁴N (n, p)¹⁴C,

¹⁷O (n, ) ¹⁴C,

¹³C (n, )¹⁴C.

Вклад каждой из этих реакций зависит от типа и особенностей конструкции реактора. В водоохлаждаемых реакторах протекают реакции при азоте и кислороде. В них ¹⁷О и ¹⁴N (как примесь) содержится топливе, теплоносителе и замедлителе. В легководных реакторах ВВЭР (PWR) и BWR нормированное количество образующегося ¹⁴С по оценке разных авторов составляет 0,02–0,03 Кн/[МВт (эл.)год].

Рис. 8.2. Схема основных технологических контуров АЭС с реактором РБМК:

1 — реактор; 2 — графитовая кладка; 3 — биологическая защита; 4 — технологические каналы; 5 — барабан-сепаратор; 6 — турбогенератор; 7 — инжектор; 8 — конденсатор; 9 — конденсатоочистка; 10 — деаэратор; 11 — подпиточный насос; 12 — байпасная очистка на ионообменных фильтрах; 13 — главный циркуляционный насос; 14 — вентиляционная труба; 15 — аэрозольный фильтр; 16 — газгольдер для выдержки газа; 17 — адсорбер СО₂, СО, Н₂, NH₃; 18 — компрессор; 19 — аэрозольный и йодный фильтры.

Рис. 8.1. Схема основных технологических контуров АЭС с реактором типа ВВЭР (казаны характеристики первого контура ВВЭР-1000):

1 — ректор; 2 — парогенератор; 3 — турбогенератор; 4 — инжектор; 5 — конденсатор; 6 — спецводоочистка второго контура; 7 — деаэратор; 8 — питательный насос; 9 — байпасная очистка; 10 — главный циркуляционный насос.

Газообразные отходы АЭС и их обработка. Основной источник газообразных отходов — система байпасной очистки теплоносителя первого контура АЭС с реакторами ВВЭР или PRW) (рис. 8.1) и эжектор конденсатора (АЭС с реакторами РБМК или BWR) (рис. 8.2). Кроме того, газообразные отходы возникают в результате дегазации разного рода протечек теплоносителя, выхода газа при водообмене в реакторе при отборе проб воды.

Рис. 8.3. Система удаления газообразных отходов PWR:

1 — коллектор газовых сдувок первого контура; 2 — возврат в первый контур; 3 — компрессор; 4 — бак отстойник; 5 — емкость задержки для распада радиоактивности; 6 — шайба; 7 — приточная вентиляция; 8 — первый контур; 9 — парогенератор; 10 — пар; 11 — конденсат; 12 — турбина; 13 — конденсатор; 14 — воздушный эжектор; 15 — расширитель продувки; 16 — вентиляционная шахта; 17 — защитная оболочка; 18 — дренаж в систему удаления отходов; 19 — вентиляция защитной оболочки; 20 — фильтр грубой очистки; 21 — фильтр с активированным углем; 22 — аэрозольный фильтр тонкой очистки.

Газообразные отходы проходят сплошную систему обработки, после чего выбрасываются через газоотводную трубу.

Рис. 8.4. Система удаления газообразных отходов BWR:

Р — механический фильтр; С — угольный фильтр; А — аэрозольный фильтр тонкой очистки; R — датчик системы контроля выброса; 1 — конденсатор системы уплотнения турбины; 2 — охлаждающая вода; 3 — труба; 4 — пусковой вакуумный насос; 5 — сборник протечек из уплотнения; 6 — от вентиляционных систем и вакуумных насосов; 7 — в конденсатосборник; 8 — воздух; 9 — вентилятор для разбавления выброса; 10 — пар от реактора; 11 — турбина; 12 — возврат конденсата в реактор; 13 — конденсатор; 14 — воздушный эжектор; 15 — контактный аппарат; 16 — влагоотделитель; 17 — вентиляционная шахта; 18 — емкости с активированным углем или криогенная установка.

На рис. 8.3 и 8.4 представлены схемы удаления газообразных радиоактивных, используемые в американских реакторах, работающих на воде и на водяном паре PWR и BWR. В верхние части схемы (рис. 8.3) показана система сдувок радиоактивных газов первого контура. Наибольшую опасность представляет йод, криптон и ксенон. Йод является химически активным элементом и может быть связан химическим путем. Для благородных газов используется физические методы удержания. Эти газы компрессором подают в емкости выдержки (газгольдеры) и выдергивают в течение 30–45 дней перед контрольным выбросом в атмосферу через вентиляционную трубу.

Типичные значения годовых выбросов радиоактивных газов от PWR электрической мощностью 1000 МВт. представлены в табл. 8.3.

Наибольший вклад (примерно 1013 Бк) при наличие обработки газообразных отходов связан с ⁸⁵Kr.

На BWR объем удаляемых газов из-за постоянной деаэрации питательной воды много больше. Газы, выделяющиеся в деаэраторе, являются радиоактивными, так как имели прямой контакт с ядерным топливом. В состав газов, кроме образующихся при радиолизе О₂ и Н₂ входят такие ¹³N, ¹⁶N, ¹⁸O.

Если в PWR радиоактивные газы обрабатываются отдельными порциями, то BWR из-за большого объёма удаляемых газов они обрабатываются и выбрасываются, в окружающую среду непрерывно с минимальной 30-минутной задержкой в больших трубопроводах. Радиоактивные газы могут быть направлены в фильтры со слоем активированного угля, где задерживаются на большое время. Для короткоживущего криптона время задержки составляет 16, а для ксенона — 9 дней. При выдержке в 30 мин радиоактивные газы после разбавления воздухом выбрасываются в атмосферу через высокую (около 100 м) трубу.