ОСНОВЫ ДОЗИМЕТРИИ

Лекция 6. ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Носовский Анатолий Владимирович д-р. техн. наук, проф.

Защита от ионизирующих излучений

В соответствии с законом Украины «Об использовании ядерной энергии и радиационной безопасности» понятия радиационная безопасность и радиационная защита характеризуются следующими определениями:

радиационная безопасность – соблюдение допустимых пределов радиационного влияния на персонал, население и окружающую природную среду, установленных нормами, правилами и стандартами по безопасности;

радиационная защита – совокупность радиационно- гигиенических, проектно-конструкторских, технических и организационных мер, направленных на обеспечение радиационной безопасности.

Таким образом, радиационная безопасность – это цель, достижение которой является обязательной при эксплуатации АЭС, а радиационная защита – средство достижения этой цели.

Источники излучений на АЭС

Вне зависимости от типа реактора, установленного на АЭС, и ее технологической схемы основными источниками излучения на АЭС являются:

активная зона реактора;

трубопроводы и оборудование технологического контура;

бассейны выдержки с отработавшим ядерным топливом;

системы спецводоочистки и их оборудование; биологическая защита реактора и т. д.

Источники излучений на АЭС

Основными факторами радиационного воздействия на персонал являются:

потоки внешнего ионизирующего излучения;

загрязненность воздуха рабочих помещений радиоактивными газами и аэрозолями;

загрязненность рабочих поверхностей, кожных покровов и спецодежды радиоактивными веществами.

Источники излучений на АЭС

Действующий ядерный реактор является потенциально опасным радиационным источником внешнего и внутреннего облучения.

В реакторе ВВЭР-440, работающем на полной мощности, ежесекундно происходит 1018–1019 делений ядер 235U. При каждом акте деления освобождается два-три нейтрона, из которых по крайней мере один не испытывает взаимодействия с ядрами атомов топлива и выходит за пределы активной зоны реактора. Кроме того, при делении испускается несколько -квантов.

При работе реактора на мощности его активная зона является источником нейтронов и -излучения. В результате вблизи

реактора при отсутствии защиты мощность эквивалентной дозы облучения может составить несколько зивертов в секунду.

Источники излучений на АЭС

Плотность потока нейтронов в активной зоне при работе реактора достигает 1013–1014 нейтр/(см2 с). Наиболее

вероятное значение энергии нейтронов деления составляет 0,75 МэВ, а средняя энергия около 2,0 МэВ.

При делении 235U образуется также мгновенное -излучение с

энергией фотонов в диапазоне 0,2–7,0 МэВ и средней энергией около 1,0 МэВ. Продукты деления содержат очень большое количество радионуклидов, являющихся - и-излучателями.

Наряду с продуктами деления в реакторе происходит накопление активированных под воздействием нейтронов радионуклидов, входящих в состав металлических конструкций корпуса реактора и первого контура (преимущественно 59Fe, 54Mn, 66Zn, 60Co).

Источники излучений на АЭС

Теплоноситель и присутствующие или поступающие в него при работе АЭС примеси, попадая в процессе циркуляции в зону облучения нейтронами, становятся радиоактивными.

Трубопроводы и оборудование первого контура (главные циркуляционные насосы, парогенераторы, компенсаторы объема и т. д.) являются источниками ионизирующего излучения, так как внутри них находится радиоактивный теплоноситель.

Активность теплоносителя обусловлена собственной, осколочной и коррозионной активностями.

Источники излучений на АЭС

Собственная активность зависит от свойств ядер самого теплоносителя. Для водяного теплоносителя в результате взаимодействия в активной зоне потоков быстрых нейтронов с ядрами кислорода и водорода теплоносителя возникают следующие реакции:

16О(n, p)16N – основной вклад;

17O(n, p)17N;

18O(n, )19O; 2H(n, )3H.

Собственная активность теплоносителя при работе реактора достигает 10 1 Ки/л (3,7 109 Бк/л), а мощность дозы-излучения вплотную к трубопроводу первого контура – 1 Зв/ч.

Источники излучений на АЭС

Осколочная активность теплоносителя обусловлена продуктами деления, попадающими в первый конур при разгерметизации оболочек ТВЭЛ, которая происходит вследствие высоких температурных и радиационных нагрузок, а также из-за процессов коррозионно-усталостного типа и начинается с появления микротрещин, через которые будут диффундировать газообразные и летучие продукты деления (изотопы криптона, ксенона, йода, рубидия, цезия).

В результате воздействия температуры, коррозии, радиационного охрупчивания, вибрации, тепловых и гидравлических нагрузок) микротрещины могут развиваться в крупные дефекты оболочек ТВЭЛ. При таких дефектах возможен прямой контакт теплоносителя с топливом и выход в теплоноситель твердых продуктов деления и урана.

На действующих АЭС с ВВЭР, как и на зарубежных с реакторами PWR, число газо-неплотных ТВЭЛ (с микротрещинами) не должно превышать 1 %, а число ТВЭЛ с крупными дефектами – 0,1 %.

Источники излучений на АЭС

Наведенная активность теплоносителя определяется активностью примесей, включающих в себя минеральные соли (особенно соли натрия), растворенные газы (аргон и др.)

ипродукты коррозии (окислы железа, никеля, кобальта, хрома

идр.), попадающие в теплоноситель при их смыве с конструкционных элементов и внутренних поверхностей трубопроводов.

Активированные продукты коррозии могут осесть на поверхности оборудования технологического контура вне зоны облучения нейтронами и образовать пленку активных отложений на внутренних поверхностях: парогенераторов, насосов, барабанов-сепараторов, арматуры, трубопроводов и др.