Продукты

активации нейтронами

конструкционных материалов

Продукты коррозии материалов 1-ого контура при циркуляции теплоносителя

Радиоактивные продукты наработки реактора

Рис.2.1 РВ в активной зоне ядерного реактора

Продукты активации и коррозии. Продукты активации и коррозии включают в себя радионуклиды, образующиеся в конструкционных материалах реактора и радиоактивные примеси теп­лоносителя и замедлителя.

Радиоактивная примесь теплоносителя, образующаяся в результате взаимодействия нейтронов в A3 реактора с материалом теплоносителя и химическими веществами, содержащимися в нем, является наведенной активностью.

Наиболее распространенными видами теплоносителя в реакторах на тепловых нейтронах является обессоленная вода, а в реакторах на быстрых нейтронах - жидкий натрий.

Основные радионуклиды – продукты активации и коррозии – представлены в табл. 2.2

Таблица 2.2

Основные продукты активации и коррозии ядерного реактора

Нуклид	Т Ѕ, час	Нуклид	Т Ѕ, час
51 Cr	672	93Nb	840
54 Mn	7,5*10 3	95 Zr	1,5*10 3
58 Co	8,7*10 3	110mAg	6,0*10 3
59Fe	1,1*10 3	3 H(T)	1,1*10 5
60 Co	4,6*10 4	14 C	5,0*10 7
65 Zn	5,6*10 3	41 Ar	1,8

Из перечисленных в таблице 2.2продуктов активации и коррозии особую опасность как источники внутреннего облучения представляют биогенные элементы тритий и¹⁴С, которые являются β-излучателями низких энергий.

Так, графитовый замедлитель реактора РБМК-1000 является источником образования радиоактивного ¹⁴С в количестве 310¹² Бк/год.

В реакторах на быстрых нейтронах основной вклад в наведенную активность вносят ²²Na и ²⁴Na.Оба этих нуклида являются интенсивнымигамма-излучателями и их удельная активность в теплоносителе очень высока и достигает для²⁴Na 2,0·10¹²Бк /кг.

Вторым важным источником активности теплоносителя являются продукты коррозии металлов технологических коммуникаций. Активация ПК происходит в основном за счет тепловых нейтронов.

Продукты активации и коррозии распределены в герметизированных объ­емах ядерного энергетического реактора и не представляют значительной ради­ационной опасности при нормальной работе установки.

При нарушении герметизации активной зоны ядерного реактора в случае ава­рии продукты активации и коррозии могут вызвать загрязнение территории, од­нако вследствие небольшого их количества это не вызовет значительных последствий для населения.

Радиоактивные продукты реакции деления. Процесс выделения ядерной энергии в A3 реактора сопровождается образова­нием и накоплением радиоактивных продуктов деления, которые представляют собой смесь (в настоящее время идентифицировано примерно 650 радионуклидов). Основная их часть является β-, γ-излучателями.

При облучении ядерного топлива в реакторе происходит два конкурирующих процесса. Первый включает образование новых радионуклидов за счет деления ядер урана-235. Второй процесс, протекающий одновременно с первым, является процессом радиоактивного распада

В начальный период облучения процесс накопления является преобладающим и поэтому суммарная активность продуктов деления в реакторе быстро увеличивается.

В дальнейшем в A3 реактора происходит постепенное выравнивание скоростей процессов образования и распада для ряда продуктов деления.

Время достижения равновесного состояния для каждого радионуклида различно и определяется, кроме других причин, в основном периодом его полураспада. Например, для ¹³¹I(T_1/2= 8 сут) равновесное состояние достигается при­мерно через 80 суток после начала облучения топлива и составляет для РБМК-1000 около 40 МКи. При этом, очевидно, что время достижения такого равновесия будет тем больше, чем больше период полураспада радионуклида.

Активностъ каждого радионуклида на различное время облучения приводится в специальных справочниках.(Колобашкин В.В., Алексанкин В.Г., Рубцов П.М. и Ружанский П.А. Радиационные характеристики облученного топлива. - Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1983).

Для оценки радиационной опасности ЯР необходимо знать суммарную активность ПД, находящуюся в нем на момент аварии. Суммарная активность продук­тов деления за время т непрерывной работы твэла в A3, называемое компанией, можно оценить, используя эмпирическую формулу

А(τ) = 6,З*10⁶ (1 – 0,9 τ^-0,16)Wτ

где Wτ-тепловая мощностъ реактора.

Стандартная кампания основных отечественных реакторов РБМК и ВВЭР после вывода их в стандартный режим работы составляет, как правило, 3 года (1095 суток). При этом активность продуктов деления в реакторе за это время составляет около 70 процентов активности, накопленной бы в реакторе при бесконечной кампании.

После останова реактора, а также аварии или разрушения, активность накопленных в нем радионуклидов начинает уменьшаться в соответствии с законом радиоактивного распада с учетом радиоактивных цепочек.

Вклад каждого изотопа в суммарную активность ПД определяется в основном его независимым выходом, то есть вероятностью его образования при делении ядра урана-235, а также периодом его полураспада

В работе [ ]представлено интегральное и дифференциальное распределение радионуклидов, образующихся в реакторе, по периодам их полураспада.

Из данных, представленных в работе, следует, что около 80 процентов всех радионуклидов, образующихся в ЯЭР, имеет период полураспада до одних суток. Анализ динамики накопления радионуклида в ЯР позволяет сделать вывод, что данный радионуклид достигает своего равновесия за время, равное примерно 10 периодам полураспада. Следовательно, в течение 10 суток 80 процентов РН до­стигнут своего равновесного состояния. За это время в ЯР накопится около 50 процентов активности, нарабатываемой за трехлетнюю кампанию.

Отсюда следует, что дальнейшее увеличение суммарной активности ПД в реакторе будет происходить за счет долгоживущих радионуклидов.

Небезынтересно сравнить относительное содержание радионуклидов в смеси продуктов деления ядерного взрыва и ядерного реактора (табл.2.3).

Из приведенных данных следует, что по приведенным изотопам увеличение относительного содержания в смеси долгоживущих продуктов деления ядерного реактора по сравнению с ядерным взрывом составляет тысячи раз, что и обусловливает более быстрый спад активности продуктов деления ядерного взрыва.

Таблица 2.3

Относительное содержание долгоживущих радионуклидов в смеси продуктов деления ядерного взрыва и ядерного реактора

Радионуклид	Относительное количество РН в смеси ПД, %
	Ядерный взрыв	ЯЭР при кампании
		1 ГОД	2года	3 года
90 Sr	4,0*10 -5	0,03	0,06	0,08
95Zr	7,0*10 -3	0,41	0,35	0,31
106 Ru	5,0*10 –3	0,68	0,64	0.62
131I	1,2*10 -3	0,66	0,62	0,60
137Cs	4,1*10 -3	0,03	0,06	0,09
144Ce	1,5*10 -3	0,3	0,23	0,19

Радиохимические заводы и предприятия по переработке и захоронению радиоактивных отходов. На этих предприятиях проводиться переработка радиоактивных отходов атомной промышленности, выделение урана и плутония из отработанных твэлов, а также продуктов деления урана, которые могут быть использованы в качестве источников излучения.

В настоящее время на радиохимических заводах широко применяется пурэкс-процесс, основанный на последовательной экстракции осколков деления, урана и плутония из переработанного топлива

Пурэкс-процесс включает два цикла экстракционной очистки. В первом про­исходит разделение урана и плутония и их первоначальная очистка от основной массы продуктов деления. Во втором уран и плутоний раздельно подвергаются дальнейшей очистке от осколочной активности.

Причиной радиоактивного загрязнения природной среды при переработке радиоактивных отходов могут быть аварии, связанные с нарушением технологического процесса.

В зависимости от стадии, на которой произошло нарушение технологии, радиоактивное загрязнение будет характеризоваться либо высокоактивными продуктами деления, как в случае аварии на НПО “Маяк” в 1957 году, либо α-активными изотопами урана и плутония с незначительными добавками про­дуктов деления, как в случае аварии на СХК в апреле 1993 года.

Таблица 2.4

Радионуклидный состав аварийного выброса при авариях на PXЗ

Радионуклид	Т1/2	Содержание в смеси,%
		НПО “Маяк “	СХК
144Ce + 144Pr	282 сут.	59	<1
106RU + 106Ru	Зб8 сут.	—	35
90Sr + 90Y	28 лет	5	<1
95Zr +95Nb	б5 сут	21,8	62
147Pm	2,6лет	7,3	—
137Cs	30 лет	<1	<1
239Pu	2,4·104 лет	—	79*
234U	2,4·105 лет	—	12*
238U	4,5·109 лет	—	9*
* - процентный состав проводится относительно- активных радионуклидов

Из приведенных данных видно, что содержание долгоживущих изотопов стронция-90 и цезия-137 в выбросе в процентном отношении невелико, однако в абсолютном значении активность их может составлять сотни и тысячи кюри. Поэтому эти радионуклиды в связи с их весьма большим периодом полураспада определяют долговременное загрязнение территории и вносят основной вклад в облучение населения.