Добавил:
Upload Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз: Предмет: Файл:
лекция2.docx
Скачиваний:
0
Добавлен:
01.07.2025
Размер:
2.08 Mб
Скачать

Глава 4. Обеспечение безопасной работы ядерных реакторов

  • Опасны ли ядерные реакторы в нормальном режиме работы?

  • Как осуществляется защита персонала АЭС, населения и окружающей среды?

  • Из чего создаются конструкции биологической защиты реакторов?

  • Что такое радиоактивные выбросы и сбросы?

  • Каковы реальные дозы облучения персонала АЭС и населения в сравнении с естественным радиационным фоном?

  • Как предотвратить аварии на АЭС?

  • Что говорит статистика об авариях на АЭС и на других электростанциях ?

  • В чем гарантия безопасности ядерных реакторов ?

Радиоактивное излучение в нормальном режиме работы аэс

Ядерный реактор является мощным источником ионизирующих излучений. Активная зона реактора излучает нейтроны, альфа– и бета–частицы, гамма–излучение и протоны. Первый контур реактора и циркулирующий в нем теплоноситель, конструктивные элементы ядерной установки и биологическая защита также являются источниками ионизирующих излучений.

Из всех видов ионизирующих излучений наибольшую опасность представляют нейтроны и гамма–излучение. Они могут проходить через толстый слой вещества, сохраняя при этом свои свойства (это называется проникающей способностью излучения). Проникающая способность aльфа- и бета-частиц намного меньше. Поэтому биологическая защита, рассчитанная только с учетом действия нейтронов и гамма–излучения, обеспечит надежную защиту и от альфа– и бета–частиц.

При конструировании биологической защиты от нейтронов и гамма–излучения следует учитывать конкретные свойства этих излучений.

Нейтроны, образующиеся при делении ядерного топлива, можно разделить на мгновенные и запаздывающие. Мгновенные нейтроны с энергией 0,01–10 МэВ составляют более 99% всех нейтронов деления. Принцип действия биологической защиты от нейтронного излучения состоит в том, что в одном веществе защиты мгновенные нейтроны замедляются до низких скоростей, а другое защитное вещество поглощает замедленные и запаздывающие нейтроны.

Гамма-излучение при работе реактора также неоднородно. Следует различать:

  • мгновенное гамма – излучение , которое возникает во время реакции деления ядра на два осколка;

  • гамма – излучение радиоактивных осколков деления;

  • гамма – излучение , которое возникает при ядерных реакциях, например, при реакциях захвата нейтронов ядрами вещества (теплоносителя, топлива, замедлителя, конструкционных материалов реактора)

  • наведенное (вторичное) излучение – излучение радиоактивных ядер, которые образовались в результате захвата нейтронов ядрами вещества.

Так, например, при делении ядер урана-235 появляются три разных гамма–излучения с различной энергией:

  • мгновенное излучение во время реакции – 5 МэВ,

  • гамма–излучение продуктов деления – 6 МэВ,

  • вторичное гамма – излучение – 10 МэВ.

Наибольшую наведенную активность конструкционных материалов имеют радионуклиды Cr-51, Mg-56, Fe-59, Co-60.

Кроме активной зоны реактора, вторичное (наведенное) гамма–излучение возникает в теплоносителе, включая в себя его собственную активность и активность примесей. К активирующим примесям теплоносителя относятся минеральные соли, растворенные газы, радиоактивные продукты деления (йод, ксенон, криптон), которые могут попасть в теплоноситель из топлива; продукты коррозии в виде оксидов металлов.

В водо–водяных реакторах гамма–излучение возникает при реакциях захвата нейтрона кислородом:

-излучение

и водородом:

-излучение.

В реакторах с натриевым теплоносителем гамма–излучение возникает при реакциях захвата нейтрона натрием:

-излучение.

Ядерный реактор в нормальном режиме работы является источником альфа- и бета-частиц, мгновенных и запаздывающих нейтронов, первичного и наведенного гамма–излучения. Состав радиоактивного излучения ядерного реактора хорошо изучен. Свойства всех компонент этого излучения, такие как энергия частиц и их проникающая способность, учитываются при конструировании биологической защиты реактора. Эта защита должна быть такой, чтобы воздействие этих видов излучения на персонал АЭС, население и окружающую среду не превышало уровней, допускаемых Нормами радиационной безопасности (НРБ). Эти уровни устанавливаются ниже естественного фона всех видов излучения. НРБ – это государственный закон для строителей и работников АЭС.