Излучение остановленного реактора

В процессе эксплуатации в ядерном топливе накапливаются продукты деления. Это может сильно изменять его физико–химические свойства (механические, химические, электрические). Например, для поддержания устойчивой цепной реакции деления в процессе работы реактора приходится выводить из активной зоны поглощающие стержни, поскольку увеличивается поглощение нейтронов продуктами деления. После остановки реактора он еще долгое время является мощным источником излучения. Излучение неработающего реактора обусловлено несколькими факторами:

1. Излучение активной зоны. Это излучение сопровождает радиоактивный распад продуктов деления и актиноидов (элементов таблицы Менделеева, начиная с тория Th ), накопившихся за время работы реактора. При этом распаде выделяется ионизирующее излучение. Это излучение поглощается отработанным топливом остановленного реактора, в результате чего интенсивно выделяется тепло.

2. Высокая активность теплоносителя, которая сохраняется длительное время за счет долгоживущих продуктов деления и продуктов коррозии.

3. Гамма–радиоактивность отложений на поверхности технологического оборудования.

Таблица 4.

Тепловыделение отработанного топлива реакторов ВВЭР и РБМК, кВт

Время выдержки после остановки реактора	ВВЭР- 440	ВВЭР – 1000	РБМК - 1000
1 час 1 сутки 1 месяц 0,5 года 1 год 3 года 10 лет	45 18 4,9 1,8 1,0 0,32 0,11	240 94 25 9,5 5,2 1,7 0,53	14,00 5,60 1,60 0,59 0,34 0,10 0,034

Радиоактивные выбросы и сбросы

Технологические системы АЭС сконструированы и эксплуатируются таким образом, чтобы сделать минимальной утечку в окружающую среду радиоактивных веществ. Однако обеспечить полную изоляцию образовавшихся на АЭС радионуклидов не удается, поэтому любая атомная электростанция является источником поступления малых количеств радиоактивных веществ в окружающую среду.

Газоаэрозольные выбросы

Количество и состав газоаэрозольных выбросов радионуклидов в атмосферу зависит от типа реактора, продолжительности эксплуатации, мощности реактора, эффективности газо– и водоочистки. Газоаэрозольные выбросы проходят сложную систему очистки, необходимую для снижения их активности, а затем выбрасываются в атмосферу через высокую трубу, предназначенную для снижения их температуры.

Система очистки включает в себя фильтры и установки, предназначенные для задержки газов, в течение времени, необходимого для распада значительной части радионуклидов. Основные нуклиды, определяющие активность газоаэрозольных выбросов – это радиоактивные благородные газы (изотопы ксенона и криптона), тритий, изотопы йода и углерода. Следует отметить, что благодаря конструкционным особенностям современных электростанций аэрозольные выбросы на АЭС с реакторами ВВЭР на порядок меньше, чем с реакторами РБМК.

Сбросы радионуклидов в водоемы резко ограничены, потому что загрязненная вода, образующаяся в результате эксплуатации реактора, очищается и используется на АЭС вновь. Лишь небольшая доля практически очищенных от радионуклидов вод сбрасываются в водоем–охладитель. Удельная активность этих вод не превышает допустимых норм для питьевой воды.

В России запрещен слив в поверхностные водоемы любых сточных вод с содержанием в них хотя бы одного радионуклида свыше допустимой концентрации. Специально оговаривается, что не допускается разбавлять сточные воды для снижения их активности. Так контролируется суммарный сброс активности в водоем.

Дозы облучения персонала АЭС и населения

При анализе действия на человека ионизирующего излучения различают внешнее и внутреннее облучение. Внешнее облучение происходит под влиянием радионуклидов и ионизирующего излучения, находящихся в окружающей среде. Внутреннее облучение происходит за счет радионуклидов, попавших внутрь организма человека. Для персонала АЭС и населения доза внутреннего облучения обусловлена радиоактивным йодом, аэрозолями некоторых продуктов деления и углеродом-14. Доза внешнего облучения создается в основном гамма–излучением.

Воздействие на людей радиоактивных веществ, сбрасываемых в водоемы, меньше воздействия газоаэрозольных выбросов. Сбросы трития в водоемы крайне низки и не представляют опасности для окружающей среды и населения, даже с учетом того, что на АЭС с ректором ВВЭР они несколько больше, чем на АЭС с реакторам РБМК.

Доза облучения персонала АЭС при работе реактора строго регламентируется Нормами радиационной безопасности (НРБ). На основе рекомендаций медиков НРБ вводит так называемые допустимые уровни облучения. Как утверждают результаты медицинских исследований, долговременное облучение человека в пределах допустимых уровней не может принести вреда его здоровью. Превышение допустимых уровней законодательно запрещено при любых видах работ на АЭС и во всех областях деятельности людей, где возможно облучение.

Доза облучения персонала АЭС может несколько изменяться с изменением режима работы реактора. Например, она заметно возрастает при проведении ремонтных и профилактических работ. Однако и в этих случаях индивидуальные дозы персонала никогда не превышают безопасные допустимые значения. На АЭС с реакторами ВВЭР, работающих по двухконтурной схеме, доза облучения персонала почти на порядок меньше, чем на АЭС с одноконтурными реакторами РБМК.

В таблице 5 приведены средние годовые индивидуальные дозы внешнего и внутреннего облучения населения за счет газоаэрозольных выбросов для различных кольцевых зон вокруг АЭС с реакторами ВВЭР-1000 и РБМК-1000. Видно, что доза облучения резко уменьшается по мере увеличения расстояния до АЭС и уже на расстояниях больше 10 км от АЭС ее влияние на радиационную обстановку в регионе ничтожно. Но даже на расстоянии 1 км от АЭС дозы крайне малы по абсолютному значению и существенно меньше уровня естественного радиационного фона, который составляет около 3 мЗв/год. Для того, чтобы это утверждение не было голословным, в таблице 6 мы приводим данные об индивидуальных годовых дозах, получаемых человеком во время его жизни из источников, никак не связанных с деятельностью АЭС.

Таблица 5.