4. Основные понятия об атомных станциях 40
4.1 Классификация атомных станций по назначению 40
4.2 Классификация АЭС по числу контуров 40
4.3 Классификация АЭС по типу реактора 42
4.4 ОСНОВНОЕ ОБОРУДОВАНИЕ ОТЕЧЕСТВЕННЫХ АЭС 43
4.4.1 Основное оборудование АЭС с реакторами ВВЭР 43
4.4.2 Основное оборудование АЭС с реакторами РБМК 47
4.4.3. Основное оборудование АЭС с реакторами БН 48
4.5 ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОЙ РАБОТЫ АЭС 50
5. Радиационная безопасность и радиационный контроль 54
5.1 Нормы радиационной безопасности – НРБ-99/2009 54
5.2 Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности – ОСПОРБ-99/2010 55
5.3 Основы дозиметрического контроля 58
5.3.1 Автоматизированный комплекс индивидуального дозиметрического контроля АКИДК-301 59
5.3.2 Индивидуальные электронные дозиметры гамма- и рентгеновского излучения ДКГ-АТ2503/2503А 61
5.4 Оборудование радиационного контроля на АЭС 62
5.4.1 Стационарная система контроля радиационной безопасности 63
5.4.1.1 Блоки и устройства детектирования АКРБ 64
5.4.2 Автоматизированная система радиационного контроля НИЦ СНИИП 65
5.5 Радиационный технологический контроль 66
5.6 Сбор, транспортировка и захоронение радиоактивных отходов 68
5.7 Дезактивация 70
5.7.1 Дезактивация оборудования и помещений 70
5.7.2 Дезактивация спецодежды 72
5.7.3 Дезактивация кожных покровов тела 72
6. Методики выполнения измерений переносными приборами 75
6.1 Контроль мощности дозы и плотности потоков излучений 75
6.1.1 Дозиметр-радиометр МКС-АТ1117М 76
6.2 Контроль радиоактивного загрязнения поверхностей 78
6.2.1 Контроль радиоактивного загрязнения методом мазков 79
6.2.2 Контроль радиоактивного загрязнения приборами 82
6.3 Контроль загрязнения спецодежды и кожных покровов 82
6.4 Измерения радиоактивных газов и аэрозолей 83
6.5 Контроль радиоактивных газов 84
6.6 Контроль радиоактивных аэрозолей 84
6.6.1 Аэрозольно-газовый радиометр РВ-4 "Дымка" 86
6.7 Измерение активности жидкости радиометром РЖБ-11П 88
7. Защита от ионизирующих излучений 89
7.1 Средства индивидуальной защиты 89
7.2 Элементы расчетов радиационной защиты 92
7.2.1 Расчет защиты от альфа- и бета-излучения 92
7.2.2 Расчет защиты от фотонного излучения 93
7.2.3 Расчет защиты от нейтронов 96
Список литературы 97
Рис. 1.1. Схема деления ядра 235U и радиоактивного распада продуктов его деления
(Т1/2 – период полураспада, E – средняя энергия бета-частиц)
Рис. 1.2. Схема ядерного реактора
на тепловых нейтронах:
1 – регулирующие стержни,
2 – замедлитель,
3 – твэлы, 4 – теплоноситель,
5 – отражатель,
6 – бетонная защита
Однако возникновение цепной реакции не всегда возможно, поскольку свободные нейтроны не только вызывают процессы деления, но и поглощаются ядрами без деления, а часть нейтронов уходит из системы вследствие их утечки. Цепная реакция будет происходить лишь в том случае, если хотя бы один из указанных 2,5 нейтронов примет участие в дальнейшем процессе деления. Обозначив k — отношение числа нейтронов некоторого поколения к соответствующему числу нейтронов поколения, непосредственно ему предшествующего, можно записать условие цепной реакции (условие критичности) : k = 1. Число к называется коэффициентом размножения. Если k > 1, то реакция идет с непрерывно возрастающей мощностью (надкритическое состояние); если k < 1 — цепная реакция вообще невозможна (подкритическое состояние).
На рис. 1.2 представлена принципиальная схема реактора на тепловых нейтронах, в котором осуществляется цепной управляемый процесс деления урана. В таких реакторах (их называют еще тепловыми) большая часть делений происходит вследствие захвата ядрами делящегося вещества тепловых нейтронов.
Активная зона представляет собой совокупность определенным образом размещенных тепловыделяющих элементов (твэлов), представляющих собой тонкостенные металлические герметичные трубки, в которых размещен уран. Между твэлами находится замедлитель. Через активную зону прокачивается теплоноситель, охлаждающий твэлы. В некоторых конструкциях реакторов функции замедлителя и теплоносителя выполняет одно и то же вещество, например обычная или тяжелая вода. Для регулирования работы реактора (изменения коэффициента размножения k) в активную зону вводятся регулирующие стержни, состоящие из материалов, хорошо поглощающих нейтроны. Реактор окружен слоем бетона для защиты персонала и оборудования от действия ионизирующего излучения.
Имея некоторое представление о принципе работы реактора, мы теперь можем говорить о балансе нейтронов в активной зоне.
Судьба нейтронов может быть разной. Они могут участвовать в делении 235U (медленные и быстрые нейтроны) и 238U (быстрые нейтроны), захватываться без деления изотопами 235U и 238U, поглощаться конструкционными материалами, замедлителем, теплоносителем, примесями в топливе, продуктами распада и, наконец, покидать активную зону.
Обозначим η число нейтронов, рождающихся в среднем на один поглощенный нейтрон в уране. До того момента, как быстрые нейтроны замедлятся, часть их вызовет деление ядер 238U и 235U и поэтому число быстрых нейтронов возрастет в μ раз; μ называют коэффициентом размножения на быстрых нейтронах.
Часть нейтронов в процессе замедления поглотится в процессах, не приводящих к делению. Доля нейтронов, избежавших поглощения в процессе замедления, учитывается фактором φ - вероятностью избежать резонансного захвата. Из всех замедлившихся нейтронов только часть их, определяемая коэффициентом использования тепловых нейтронов ϑ, будет поглощена ураном. Остальные (1— ϑ) поглотятся замедлителем, примесями и конструкционными материалами.
Таким образом, коэффициент размножения для активной зоны бесконечно больших размеров (т. е. без учета утечки нейтронов) равен:
k∞ = η μ φ ϑ
Полученная формула имеет важное значение для расчета реакторов; часто ее называют формулой чётырех сомножителей.
В действительности всякий реактор имеет конечные размеры и всегда происходит большая или меньшая утечка из активной зоны. Чтобы уменьшить утечку нейтронов, активная зона окружается отражателем, состоящим часто из тех же материалов, что и замедлители. Поскольку утечка нейтронов зависит от размеров реактора, то последний может находиться в критическом состоянии (k = 1) лишь при определенных минимальных размерах, называемых критическими размерами реактора. С повышением степени обогащения топлива изотопом урана 235 U критические размеры реактора уменьшаются, так как растет коэффициент использования тепловых нейтронов.
Помимо коэффициента размножения часто используется понятие реактивность реактора (ρ), которая характеризует относительное отклонение коэффициента размножения от единицы:
ρ = (k – 1)/k
Если значение k мало отличается от единицы, то ρ = k - 1.
Мощность реактора подразделяют на тепловую и электрическую. Под тепловой мощностью реактора понимают его действительную мощность, являющуюся результатом деления ядер и непосредственно зависящую от плотности нейтронного потока. Под электрической мощностью - мощность, снимаемую с электрического генератора энергоблока; если блок имеет несколько турбогенераторов, работающих от одного реактора, то учитывается их суммарная мощность.
Для измерения тепловой мощности реактора применяют ионизационные камеры, которые регистрируют поток нейтронов и располагаются вокруг корпуса реактора. В последнее время стали применять всевозможные детекторы (камеры деления, детекторы прямой зарядки и т. п.), которые измеряют не только тепловую мощность, но и ее распределение по объему активной зоны.
Тепловая мощность может быть определена также, если измерять приращение температуры и расхода теплоносителя.
Регулирование мощности реактора сводится к изменению коэффициента размножения k. Для повышения мощности этот коэффициент увеличивают до значения, несколько превышающего единицу. При этом число вновь образующихся нейтронов в каждом последующем поколении будет возрастать до тех пор, пока с помощью устройств регулирования не установится снова условие k = 1. Для уменьшения мощности обеспечивают на некоторое время условие k < 1.
К системе регулирования мощности реактора предъявляются особо высокие требования, так как выход реактора из-под контроля связан с чрезвычайно серьезной аварией. При рассмотрении вопросов регулирования мощности приходится учитывать очень быстрый цепной процесс ядерной реакции. Например, при коэффициенте размножения k = 1,005 и среднем времени жизни поколения нейтронов, т. е. времени между двумя поколениями, равном 0,001 с, число нейтронов за секунду возрастет в системе в 150 раз.
Управлять такими быстродействующими процессами было бы практически невозможно, если бы в цепной реакции наряду с мгновенными (высвобождаемыми в течение 10-12 с) не испускались запаздывающие нейтроны. Их число для 235U, например, составляет 0,75% общего количества нейтронов, но они играют важную роль в процессе регулирования цепной реакции деления.
Среднее время запаздывания этих нейтронов составляет 13 с. Они испускаются сильно возбужденными ядрами осколков деления. Запаздывающие нейтроны существенно замедляют скорость нарастания нейтронного потока и тем самым облегчают задачу регулирования мощности реактора.