Л№2 ОПП 2014 кап строит Ген план / Бекман - Ядерная индустрия (2005)

27

вольфрамового порошка (при этом одновременно достигается приемлемая температура водорода у стенки камеры). Такой ЯРД имеет чрезвычайно высокие удельные характеристики (удельный импульс порядка 2000:3000 с). Если установка спроектирована таким образом, что рабочее тело выбрасывается наружу через МГД-генератор с высоким КПД, то имеем ЯКЭУ открытой схемы. Двигательная энергетическая установка открытой схемы (Рис.34) включает в себя однополостной реактор с кольцевым выходным каналом и газофазным твэлом с застойной плазменной зоной ядерного горючего. Стабилизация зоны осуществляется с помощью мощного внешнего соленоида.

В установках замкнутой схемы (Рис.35) преобразователем энергии является МГДгенератор, а все рабочие компоненты циркулируют по контуру, не имеющему связи с внешней средой. ЯКЭУ имеет весьма высокий КПД (30:40 %), низкие значения удельной массы преобразователя и удельного расхода рабочего тела. Присадки, вводимые в рабочее тело, помимо всего прочего, призваны способствовать МГД-взаимодействию. Кроме газофазного реактора и МГД-генератора в конструкции присутствуют холодильники, сепараторы и насосы. Рабочим телом является пар NaK в смеси с гелием. Выделяющееся избыточное тепло сбрасывается в космическое пространство с помощью излучателей. Вырабатываемая энергия используется для различных целей, одним из ее потребителей может быть электроракетный двигатель.

Преимуществом использования в замкнутых схемах ГФЯР, в котором вместо твердых твэлов используются газообразные, является принципиальная возможность обеспечения весьма длительного функционирования за счет соответствующей подпитки горючим взамен выводимых из контура во внешнюю среду продуктов ядерных реакций. Существенное значение имеет и то обстоятельство, что в замкнутых схемах требование к выносу ядерного горючего из реактора вместе с рабочим телом менее строгое, чем в открытых. Это позволяет рассматривать более

простую организацию процессов, допускающих большую степень смешения ядерного горючего и рабочего тела. При этом отпадает необходимость в магнитной стабилизации - плазменная зона из застойной превращается в струйную. Использование нескольких таких зон (многополостной реактор) улучшает массогабаритные характеристики ГФЯР. Известно, что между тепловой мощностью реактора и возможностями обеспечения приемлемого температурного режима элементов конструкции существует определенная зависимость. Исследованиями было установлено, что оптимальная тепловая мощность ГФЯР открытой схемы должна быть не ниже 2 ГВт, а замкнутой - 300 МВт (при давлении в рабочей камере порядка 1000 кгс/см2).

Рис.35. Газофазовый ядерный реактор, работающий по закрытой схеме

Вследствие преимуществ одноступенчатого космического корабля, стартующего с Земли, наиболее перспективным вариантом ЯРД с газофазной активной зоной является двигатель с прозрачной ампулой. Основной двигатель имеет несколько параллельных газофазных ядерных реакторов-полостей, заключенных в оболочку, работающую под высоким давлением. Жидкий водород нагнетается через замедлительотражатель и сопло, обеспечивая регенеративное охлаждение, и нагревается в полостях до очень высокой температуры за счет теплообмена излучением. После этого горячий водород расширяется в сопле и, истекая, создает тягу. Мощный насос, подающий под давлением жидкий водород, приводится в действие турбиной, работающей на водороде, который поступает из системы регенеративного охлаждения двигателя.

В единичной полости ЯРД с прозрачной ампулой за счет вихревого движения потока образуется стабильное ядро из делящегося вещества. Вихревой поток создается тангенциальным впрыском оптически прозрачного охладителя. Реакция деления газообразного ядерного горючего повышает его температуру до

28

нескольких тысяч градусов; температура на внешней границе зоны удержания горючего достигает 5500 - 27500К. Энергия из этой зоны передается главным образом тепловым излучением, которое проходит через прозрачную стенку, и поглощается газообразным рабочим телом - водородом, поглощательную способность которого увеличивают путем ввода небольшого количества вещества-присадки. Благодаря поглощению энергии теплового излучения средняя температура рабочего тела повышается до величины, составляющей ~80% от температуры на внешней границе зоны удержания горючего (4400 - 22000К). При расширении водорода с такой температурой в сопле удельная тяга составляет от 1100 до 5000 сек.

Рис.36. Геометрия единичной полости ЯРД с прозрачной ампулой. 1- охладитель (гелий или неон); 2 - рабочее тело -

водород Т = 4400 - 22000К; Iуд = 1100 - 5000 сек; 3 - прозрачная стенка; 4 - газообразное ядерное горючее, Т = 550027 500К.

Двухслойная прозрачная стенка поглощает менее 1% энергии излучения, испускаемой ядерным горючим, которая затем уносится охладителем ампулы

(например, гелием). Охлаждающий газ после ввода в полость служит буферной зоной для поглощения осколков деления, а также обеспечивает вращение ядра, образованного горючим. Для предотвращения конденсации горючего на стенке и для уменьшения ее нагрева за счет теплопроводности, конвекции и осколками деления необходимо отделить газообразное ядерное горючее от прозрачной стенки. Часть ядерного горючего и продуктов деления захватывается буферным газом, а затем отделяется от охлаждающего газа в охлаждаемой системе рециркуляции, что позволяет осуществлять повторный впрыск горючего и охладителя в полость.

Первый ЯРД с прозрачной ампулой будет иметь регенеративное охлаждение. Его удельная тяга равна 1500 - 2000 сек. Дальнейшее повышение удельной тяги двигателя связано с применением высокотемпературных космических излучателей для отвода энергии нейтронного и гамма-излучения, накопленной в стенках замедлителя. Такой вариант двигателя будет иметь удельную тягу в вакууме до 5000 сек при приемлемых значениях отношений тяги к весу двигателя.

Ввиду того что ЯРД с прозрачной ампулой обеспечивает надежное удержание ядерного горючего и продуктов деления при отношении тяги к весу, существенно большем единицы, его можно будет применять для выполнения задач вывода на орбиту одноступенчатого космического корабля, стартующего с Земли и ускоряющегося в пределах земной атмосферы.

Электрореактивные двигатели. Удельная тяга электрореактивного двигателя более высокая и лежит в диапазоне 850–4400 с. Межорбитальный аппарат, снабженный электро– ядерным ракетным двигателем, сможет доставлять с околоземной орбиты на геостационарную груз массой в три раза больший, чем с жидкостными двигателями на криогенных компонентах. Однако из–за низкой тяги электрореактивного двигателя продолжительность такой транспортировки увеличится до 200–400 суток, что может оказаться совершенно неприемлемым для некоторых грузов ввиду длительного нахождения в поясе Ван Аллена.

Ионный двигатели и двигатели Холла часто причисляют к электроракетным двигателям (тяга в которых обеспечивается за счёт электрической энергии). Рабочее тело ионизируется (реактивная струя ионов) и разгоняется электрическим (в ионных двигателях) или магнитным (в двигателях Холла) поле. Преимущество таких двигателей - чрезвычайно высокий удельный импульс (из-за высокой скорости реактивного ионного потока), гораздо выше чем у ЯРД.

Безопасность. С самого начала создания ЯРД особое внимание уделяли предотвращению нежелательных воздействий реактора на биосферу Земли при аварийном прекращении полета. Опыт показывает, что риск, связанный с конструкцией ядерной двигательной установки и ее эксплуатацией, может быть ограничен вполне приемлемыми пределами. ООН допускают возможность использования ядерных реакторов для освоения космического пространства при

29

условии соблюдения мер безопасности. Эти меры подразумевают запрещение незапланированных критических режимов работы ядерных реакторов в космосе, устранение радиоактивных выбросов в случае аварий как на запуске, так и в полете, сохранение в допустимых пределах уровня радиационного облучения экипажа и обеспечение надежной работы двигательной установки.

В случае полета ракеты с ядерным двигателем запуск реактора будет осуществляться на орбите сборки космического корабля. До момента старта корабля со сборочной орбиты реактор будет находиться на нулевом уровне мощности, а после выведения реактора на рабочий режим космический аппарат начнет свое ускоренное движение от Земли. Время пребывания на сборочной орбите достаточен, чтобы уровень радиоактивности вышедшего из строя реактора постепенно снизился до безопасного при падении реактора на Землю. Посредством экранирования можно снизить радиоактивное облучение полезной нагрузки и экипажа до приемлемого уровня. Подбором формы топливного бака и других элементов аппарата, а также их размещением можно предельно снизить эффект вторичного излучения. Системы безопасности, включающие специальное диагностическое оборудование, позволят предотвратить возникновение отказов или разрушение систем и агрегатов, а контроль над заданным режимом работы реактора, осуществляемый экипажем и центром управления полетов, исключает возможность опасных отклонений от расчетного разгона и аварий на крейсерском режиме работы.

Особое место в системе безопасности занимает предотвращение радиоактивного загрязнения атмосферы и местности. В настоящее время проблема радиационной защиты космических аппаратов с ЯРД считается в принципе решенной. Решены также и принципиальные вопросы, связанные с обслуживанием ЯРД на испытательных стендах и пусковых площадках.

ЯРД для полёта на Марс. Концептуальная разработка ядерной двигательноэнергетической установки для обеспечения марсианской экспедиции является последней по времени, вобравшей в себя весь предшествующий опыт. Установка основана на комбинированном однополостном газофазно-твердофазном реакторе трансформируемой конструкции массой 57,5 т (Рис.37). Прототипом устройства является комбинированный газофазно-твердофазный реактор «Лампа». Тепловая мощность реактора 2,14 ГВт. Твердофазные тепловыделяющие сборки (ТфТВС), размещенные по кольцу вокруг центральной полости реактора и снабженные приводными механизмами, обеспечивают необходимый уровень нейтронного потока и критичность при запуске, когда ядерное горючее в полости газофазного твэла отсутствует. По мере подачи и накопления в центральной полости ядерного горючего, т.е. образования плазменной зоны и формирования газофазного твэла, ТфВТС из активной зоны извлекаются, а реактор превращается в газофазовый ядерный реактор.

Благодаря трансформируемой конструкции установка может работать в двух режимах: - двигательном (газофазном) тягой 17 т при удельном импульсе 2000 с - на разгонных и тормозных участках траектории; - энергетическом (твердофазном) с электрической мощностью 200 кВт для обеспечения внутренних нужд космического аппарата без расходования рабочего тела - на маршевом участке траектории. Этот режим обеспечивается замкнутым газотурбинным контуром с гелий-ксеноновой смесью в качестве рабочего тела, преобразованием тепловой энергии в электрическую с КПД 20% и сбросом избыточного тепла через холодильник-излучатель (цикл Брайтона). На двигательном режиме работы электроснабжение обеспечивается встроенным в сопло многополюсным МГД-генератором мощностью 25 МВт с электродами и шинами возбуждения, ориентированными по образующим сопла. Минимизацию массогабаритных характеристик ГФЯР обеспечивают: применение в качестве ядерного горючего 233U; максимально возможное использование в замедлителе-отражателе реактора металлического, в том числе крупнокристаллического бериллия, а в остальной части - графита; использование для высокотемпературных элементов конструкций рабочей камеры тугоплавких металлов улучшенного изотопного состава, а для силовых корпусов реактора - высокопрочных титановых сплавов и упрочняющих углекомпозитов; применение для сильноточных систем магнитной стабилизации, возбуждения МГД-генератора и электропривода насосов гиперпроводящего

30

алюминия (чистотой 0,9999), допускающего при жидководородном охлаждении плотность тока 100 А/мм2 при удельном сопротивлении в десятки раз

ниже, чем у меди.

Рис.37 ЯРД для полёта на Марс

Понятно, что экстремальные температурные режимы работы многих элементов конструкции ГФЯР и крайне агрессивная среда (расплавленный уран,

водород высокого давления, щелочные металлы) потребовали проведения глубоких материаловедческо-технологических проработок. В результате для системы подачи ядерного горючего были разработаны тугоплавкие сплавы на основе тантала - вольфрама - гафния, а также ниобия. Для некоторых участков стенок рабочей камеры были разработаны пористые тугоплавкие материалы как на основе вольфрама, так и молибдена, а для высокотемпературных фильтроэлементов - никеля и нихрома. Дальнейший анализ выявил исключительную эффективность применения рассмотренного выше ЯРД для марсианского экспедиционного комплекса. При полезной нагрузке 150 т стартовая масса марсианского энергетического комплекса (МЭК) на околоземной орбите составит 520...540 т (в зависимости от даты старта). Для сопоставления можно указать, что в случае применения ЯРД с твердофазным реактором стартовая масса МЭК составляла бы 730:800 т, а с химическим ЖРД - 1700:2500 т.

Кроме основных схем ЯРД – твердо- и газофазных, в 60–80-е годы широко исследовались и другие: с центробежным удержанием топлива (удельный импульс до 11000 м/с), твердофазные на стабильных компонентах топлива и с рабочим телом на основе гидрида лития, газофазные с шестифтористым ураном и др. По каждому из направлений получены ценные материалы, имеющие не только прикладное, но и фундаментальное теоретические и практическое значение. Начатое в середине 70-х годов изучение установок с циркулирующим топливом на основе шестифтористого урана привело к разработке предложений по использованию такой схемы в энергодвигательном комплексе марсианской экспедиции.

В случае полёта на Марс ракеты с ядерным двигателем, запуск реактора будет осуществляться на орбите сборки корабля. До момента старта корабля со сборочной орбиты реактор будет находиться на нулевом уровне мощности, а после выведения реактора на рабочий режим космический аппарат начнет свое ускоренное движение от Земли. При отклонении вектора тяги от расчетного направления предусмотрена возможность отсечения тяги двигателя.

2

свидетельствуют о возрастающей, а для некоторых стран решающей роли ядерной энергетики в электроснабжении и выработке тепла среднего и низкого потенциала для промышленного и коммунально-бытового теплоснабжения.

C cамого начала при создании АЭС уделяли пристальное внимание всем аспектам безопасности, повышению надежности и работоспособности реакторного оборудования и соответствующих систем, разработке норм безопасности и определению степени риска в ядерной энергетике. Поэтому состояние окружающей среды вокруг АЭС значительно благоприятнее, чем в других областях энергетики. Это достигается тем, что прямой выход радиоактивных отходов ядерных реакторов в окружающую среду предотвращается многоступенчатой системой радиационной защиты (топливная матрица, оболочка твэлов, контур теплоносителя, герметичные производственные помещения). На всех АЭС предусматривают меры по предотвращению радиоактивных выбросов в окружающую среду как в условиях нормальной эксплуатации, так и при аварийных ситуациях. Защита населения от недопустимого радиационного воздействия в случае аварии обеспечивается специальными защитными и локализующими устройствами. Первые

предупреждают развитие аварии и ограничивают ее масштаб, вторые - ограничивают радиационные последствия аварии для окружающей среды.

Повышенное внимание к радиационной безопасности вызвано тем, что в ядерном реакторе образуются высоко радиоактивные продукты, способные потенциально загрязнять окружающую среду (Рис.1), причем испускаемое ими излучения имеют скрытый, не ощутимый человеком характер воздействия.

Рис. 1 Схема образования газообразных, жидких, твердых (ОЯТ) отходов и теплового загрязнения от АЭС.

Основным потенциальным источником загрязнения биосферы и облучения населения, проживающего вблизи АЭС, являются газоаэрозольные отходы, образуемые в процессе эксплуатации станции. Хотя газоаэрозольные выбросы станции не ведут к заметному загрязнению окружающей среды, сохраняют актуальность работы, направленные на дальнейшее их снижение. В перспективе следует не допустить не только облучения населения, проживающего вблизи АЭС, но и возрастания популяционной дозы. Проблема большой важности - обеспечение гарантий против аварийного загрязнения внешней среды. Решение ее существенно облегчит задачу размещения объектов ядерной энергетики вблизи крупных городов.

Выделяют два принципиально различных направления в работах по снижению загрязнения окружающей среды: активный и пассивный.

Применительно к атомной энергетике активный способ заключается в предупреждении выбросов радиоактивных продуктов в окружающую среду в результате совершенствования технологических схем и оборудования; в создании замкнутого технологического процесса, исключающего выброс этих продуктов в окружающую среду; в отработке и совершенствовании топливных элементов; в создании высокоэффективных систем очистки.

Пассивный способ основан на использовании эффекта рассеивания примесей радиоактивных веществ.

Тот или иной способ предотвращения загрязнения окружающей среды выбирают, учитывая такие факторы, как тип и мощность реактора, плотность населения в близи станции и

3

метеорологические условия в зоне размещения атомной станции, отработку и эффективность очистки таких систем.

Проиллюстрируем особенности подходов к уменьшению хронического загрязнения радионуклидами окружающей среды на примере уменьшения активности газообразных отходов АЭС.

2. ВЫБРОСЫ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ В АТМОСФЕРУ

Любая работающая АЭС оказывает мощное влияние на окружающую среду по трем направлениям: газообразные (в том числе радиоактивные) выбросы в атмосферу, выбросы большого количества тепла и неизбежное распространение вокруг АЭС какого-то количества жидких радиоактивных отходов.

Выброс радиоактивных веществ - поступление радионуклидов в атмосферу в результате работы ядерной установки (например, атомной электростанции.

Сброс радиоактивных веществ (сброс) - контролируемое поступление радионуклидов в водоемы с жидкими отходами ядерной установки (например, атомной станции).

Впроцессе работы реактора АЭС суммарная активность делящихся материалов возрастает

вмиллионы раз. Так, при полной загрузке реактора ВВЭР-440 (а это более 30 т урана) суммарная активность топлива, с обогащением 3% по урану-235, составляет 6*1011 Бк (16 Ки). Через год

эксплуатации радиоактивность продуктов, образовавшихся в процессе деления ядер, составит 4*1019 Бк (109 Ки). При производстве 1 ГВт/год электроэнергии в реакторе АЭС образуется 1019 Бк (300 млн Ки) продуктов деления.

При штатной эксплуатации ядерной установки, выброс радионуклидов в окружающую среду не должен превышать некоторых пределов, установленных законодательством страны.

Допустимый выброс (радиоактивных веществ) - установленное для ядерной установки (например, атомной станции ) значение активности радионуклидов, удаляемых за календарный год в атмосферный воздух через систему вентиляции.

Допустимый сброс (радиоaктивных веществ) - установленное для ядерной установки (например, атомной станции) значение активности радионуклидов, поступающих во внешнюю среду со сточными водами.

С точки зрения радиоактивного загрязнения среды работающими в штатном режиме АЭС, первостепенный интерес представляют газоаэрозольные выбросы, как наименее контролируемые после их возникновения. В реакторе любой АЭС из уранового топлива образуются посредством деления атомов около 300 различных радионуклидов, из которых более 30 могут попасть в атмосферу. Среди них: иод-129 (период полураспада 16 млн лет), углерод-14 (5730 лет), цезий-137 (30 лет), тритий (12,3 года), криптон (10,6 лет), иод-131 (8 суток), ксенон-133 (5,27 суток), иод-133 (5,27 суток), иод-133 (20,9 часа), аргон-41(1.82 часа), криптон-87 (78 мин), ксенон-138 (17 мин), азот-16 (7,35 сек).

Замечание: Наработка криптона-85 реактором на несколько порядков выше, чем всех остальных радионуклидов.

Возникшие газы через микротрещины ТВЭЛов (в реакторе ВВЭР-1000 находится 48 тыс ТВЭЛов), а также в процессе извлечения ТВЭЛов в ходе их периодической замены, попадают в теплоноситель.

Замечание: По статистике один из 5000 ТВЭЛов имеет какие-то серьезные повреждения оболочки, облегчающие попадание продуктов деления в теплоноситель. Эксплуатационным регламентом российских АЭС допускается наличие до 1% ТВЭЛов с поврежденной защитной оболочкой.

Реактор типа ВВЭР образует в год около 40000 Ки газооборазных радиоактивных отходов. Большинство из них удерживается фильтрами или быстро распадаются, теряя радиоактивность. При этом реакторы типа РБМК дают на порядок больше газообразных выбросов, чем реакторы типа ВВЭР Среднесуточный выброс радиоактивных газов и аэрозолей на Курской АЭС в 1981-90 и Смоленской в 1991-92 достигал 600-750 Ки/сутки. В среднем в сутки на территории России газообразные выбросы АЭС составляли до 1993 г около 800Ки (за год - около 300 тысКи).

4

Замечание: Суммарная величина лицензионных (разрешенных и запланированных) выбросов от всех существующих АЭС в мире на протяжении всего срока их эксплуатации, превышает общую величину чернобыльского взрыва.

Большая часть радиоактивности газоаэрозольных выбросов генерируется короткоживущими радионуклидами и без ущерба для окружающей среды распадается за несколько часов или дней.

Кроме обычных газообразных выбросов время от времени АЭС выбрасывает в атмосферу небольшое количество радионуклидов - продуктов коррозии реактора и первого контура, а также осколков деления ядер урана - хром-51, магний-54, кобальт-60, ниобий-95, рутений-106, церий-144 и др. Они прослеживаются на несколько десятков километров вокруг любой АЭС.

2.1 Источники газообразных радионуклидов

Хотя принцип работы всех реакторов, где используется реакция деления, одинаков, их технологические схемы и оборудование в зависимости от типа реактора и применяемого теплоносителя различны. Поэтому, несмотря на практически одинаковые источники радиоактивных отходов на атомных станциях, возможные пути проникновения радиоактивных веществ в окружающую среду различаются.

В процессе эксплуатации АЭС, происходит наработка продуктов деления в топливе. В реакторах большой мощности ежесуточно образуется несколько килограммов продуктов деления (суммарной активностью (1-300)*1015 Бк). При этом основная активность продуктов деления обусловлена короткоживущими осколками ядер. Первым защитным барьером, удерживающим эти продукты в топливе, являются оболочка твэла. Вследствие возможной разгерметизации оболочек твэлов продукты деления могут проникать в теплоноситель. Это относится к газообразным элементам, таким, как Хе, Кr, а также летучим - I, Ru и др.

Источником радиоактивности в реакторах является наведенная радиоактивность. Основными продуктами активации теплоносителя и содержащихся в нем примесей являются радионуклиды таких элементов, как: Ne, Ar, F, Cl, Na, K, Mn, Co, Fe, Cu, Zn, Ag, 3H, C и др. Все они находятся в замкнутом герметичном контуре, включающем в себя бак реактора, насосы, теплообменное оборудование и трубопроводы. Указанное оборудование является вторым защитным барьером на пути проникновения радиоактивных веществ в окружающую среду. Протечки теплоносителя могут стать потенциальным источником радиационной опасности.

Другая часть наведенной радиоактивности - радиоактивные вещества, образующиеся за счет активации теплоносителя вне первого контура реактора. К ним относят, например, радиоактивные отходы, получающиеся в результате активации теплоносителя, охлаждающего графитовую кладку активной зоны или биологическую защиту.

Третий и четвертый защитные барьеры на пути проникновения радиоактивных веществ во внешнюю среду - это производственные помещения первого контура: герметичные боксы и защитная оболочка реактора с обслуживающими их защитными системами.

Часть образующихся радиоактивных веществ за счет тех или иных технологических операций непрерывно или периодически выделяется из первого контура. Если невозможно обеспечить полную изоляцию радиоактивных веществ от биосферы, то утечки их в окружающую среду необходимо свести до уровня, допустимого санитарными правилами. Кроме того, нормами проектирования АЭС предусматривается создание специальных систем по обезвреживанию и удалению радиоактивных отходов.

При работе АЭС образуются три вида радиоактивных отходов: твердые, жидкие или газообразные.

Газообразные отходы после очистки и фильтрации рассеивают в атмосфере через вентиляционные трубы с соблюдением нормативов по выбросу радиоактивных веществ. Жидкие отходы очищают, фильтруют, разбавляют или концентрируют и хранят в емкостях в жидком виде или предварительно отверждают. Это повышает безопасность и надежность хранения.

5

Твердые отходы в виде деталей загрязненного радиоактивными веществами демонтированного оборудования, отработанных фильтров для очистки воздуха, спецодежды, мусора и т.п. захоранивают в специальные траншеи. При этом принимают меры по уменьшению объема твердых отходов (сжигают, прессуют) и предотвращению распространения радиоактивных веществ в грунт.

Состав радиоактивных отходов и их активность зависят от типа и конструкции реактора, от вида ядерного горючего и теплоносителя и применяемых систем очистки.

Рассмотрим более подробно источники образования газообразных отходов на АЭС, с медленным реактором, работающим на урановом топливе.

Первый контур реактора стремятся выполнить максимально герметичным, чтобы свести к минимуму выход радиоактивного теплоносителя в окружающую среду. Однако это не всегда возможно, поэтому большинство реакторов работают с небольшой продувкой теплоносителя первого контура. Она может быть организованной и технологически обоснованной и неорганизованной, обусловленной утечками из дефектного оборудования. Для восстановления потерь теплоносителя проводят его подпитку обессоленной и обескислороженной водой.

При эксплуатации реактора теплоноситель первого контура всегда содержит определенное количество растворенных газов. Для водо-водяных реакторов источники газов следующие: радиолиз воды; коррозия конструкционных материалов; газовые компенсаторы объема; подпитка теплоносителя; дефектные ТВЭлы; химические добавки для поддержания заданного водного режима; ядерные реакции; радиолиз и терморадиолиз ионитов системы очистки первого контура. Для реакторов на быстрых нейтронах и с натриевым теплоносителем источником газов являются защитные газовые полости реактора, дефектные твелы, примеси теплоносителя.

Радиолиз воды. Под действием различных видов мощного ионизирующего излучения молекулы воды и растворенные в ней примеси разрушаются, возбуждаются и ионизируются. Происходит радиолиз воды, в результате которого образуются Н, ОН, Н2, Н2О2, О2, НО2, Н2О.

Многие из них обладают окислительными или восстановительными свойствами в зависимости от содержащихся примесей в теплоносителе, температур, давлений в первом контуре и т.п.

Чтобы уменьшить радиолиз повышают концентрацию водорода в теплоносителе. Это делают путем добавления в теплоноситель гидразина или аммиака. Обычно концентрация

водорода поддерживается на уровне 20 - 50 см3/кг. В этом случае кислород, введенный в контур, например, с подпиточным теплоносителем, рекомбинирует с водородом. Радиолиз теплоносителя в таких условиях не является источником кислорода.

Коррозия конструкционных материалов. При работе реактора все материалы, применяемые для изготовления оборудования первого контура, с той или иной скоростью коррозируют в зависимости от их коррозийной стойкости и условий эксплуатации в контуре. Коррозия материала сопровождается выделением водорода, часть которого входит в структуру металла, образуя гидриды, а часть либо диффундирует в воду первого контура, либо уходит в окружающую среду через стенки сосудов и труб. При этом коррозия является достаточно мощным источником водорода, так как поверхности материалов и сплавов, омываемые теплоносителем, исчисляются тысячами квадратных метров.

Дефектные твэлы. В современных энергетических реакторах применяют твэлы самых различных конструкций с использованием различного топлива (окислы, металлы, карбиды и т.д.). Наибольшее распространение получило топливо из двуокиси урана. В качестве материала оболочек широко используют нержавеющие стали и циркониевые сплавы. Оболочка предохраняет топливо от химического воздействия теплоносителя, а теплоноситель - от попадания частиц

ядерного топлива и осколков деления. После года работы реактора на 1 кВт его мощности в активной зоне образуется около 1.8 ТБк (1.8*1012 Бк) нуклидов криптона (83mKr, 85Kr, 87Kr, 88Kr) c массой 5,2 мг; 3.3 ТБк нуклидов ксенона (131mXe, 133mXe, 133Xe, 135Xe) c массой 55.7 мг; 6.4 ТБк нуклидов иода (131I, 132I, 133I, 135I) c массой 2,6 мг; 0.054 ТБк нуклидов цезия (134Cs, 136Cs, 137Cs) c