• 

  Рис.1. Схема основных технологических контуров АЭС с реактором типа ВВЭР (указаны характеристики первого контура ВВЭР-1000):

  1 - реактор; 2 - парогенератор; 3 - турбогенератор; 4 - эжектор; 5 - конденсатор; 6 - спецводоочистка второго контура; 7 - деаэретор; 8 - питательный насос; 9 - байпасная очистка; 10 - главный циркуляционный насос

  добыча урановой руды в руднике;

• переработка руды и получение урана в виде U₃O₈ на гидрометаллургическом заводе;

• конверсия U₃O₈ в газообразную форму UF₆, необходимую в технологии разделения изотопов;

• обогащения урана на заводе но разделению изотопов;

• конверсияUF₆ в порошокUО₂,изготовление топливных таблеток и затем твэлов.

  На рис.3 показаны основные факторы воздействия ЯТЦ на окружающую среду.

  Современная ядерная энергетика работает по открытому (неполному) циклу, который заканчивается хранением отработавшего топлива. В соответствии с планами развития ядерной энергетики во многих странах начат переход на замкнутый, или полный, ЯТЦ—с переработкой отработанных твэлов.

  1.2. Радиоактивные вещества, образующиеся при работе аэс

  При работе реактора АЭС образуются радиоактивные вещества в процессе деления ядер²³³U,²³⁵Uили²³⁹Puи активации нейтронами различных материалов, присутствующих в активной зоне реактора. Активность этих веществ обусловлена в основном так называемыми короткоживущими радионуклидами. Из-за быстрого распада они не представляют опасности при попадании в окружающую среду. Радиоактивное загрязнение происходит от радионуклидов, период полураспада которых более нескольких минут. Такие вещества называются биологически значимыми радионуклидами.

  Различают следующие виды ионизирующих излучений: a-,b-излучение,

Рис.2. Ядерный топливный цикл с водо-водяным реактором ВВЭР-1000

Рис.3. Отходы предприятия ядерного цикла с урановым реактором ВВЭР-1000

фотонное и нейтронное.

Альфа-излучение. В результате a-распада радионуклидов образуется поток a-частиц, представляющих собой ядра атомов гелия, которые обладают кинетической энергией, достигающей нескольких мегаэлектрон-вольт (МэВ).

Бета-излучение. В результате b-распада радионуклидов образуется поток b-частиц, представляющий собой поток электронов или позитронов. Позитрон в отличие от электрона имеет положительный заряд, но равную с ним массу. Максимальная энергия b-спектра различных радионуклидов лежит в интервале от нескольких килоэлектрон-вольт (кэВ) до нескольких МэВ.

Фотонное излучение. Это понятие включает в себя рентгеновское или g-излучение. После радиоактивного распада атомное ядро часто оказывается в возбужденном состоянии. Переход ядра из этого состояния на более низкий энергетический уровень (в нормальное состояние) происходит с испусканием g-квантов. Таким образом, g-излучение имеет внутриядерное происхождение и представляет собой довольно жесткое электромагнитное излучение. Обычно энергия g-квантов лежит в диапазоне от нескольких кэВ до нескольких МэВ.

Нейтронное излучение. При делении тяжелых ядер возникают нейтроны. Такой процесс происходит в ядерном реакторе АЭС.

Все продукты деления образуются внутри твэлов. Они b-и g-активны и остаются в основном внутри оболочки твэла. Выход через герметичную оболочку твэла в охлаждающую воду возможен только за счет процесса диффузии и при появлении трещин в оболочке. Этот выход очень мал для всех нуклидов. кроме трития. Выход трития через оболочку составляет не более 1%. В реакторах тина ВВЭР допускается число газонеплотных твэлов с микротрещинами до 1%, а негерметичность, при которой возможен прямой контакт теплоносителя с сердечником твэла, - до 0,1%. Для РБМК эти допуски соответственно равны 0,1% и 0,01%.

Продукты деления разделяю т на следующие группы:

• благородные газы (Аr,Кr,Хе);

• летучие вещества, например I,Sc (скандий);

• тритий (Т);

• нелетучие вещества, напримерLa (лантан),Sr (стронций),Rb и др.

Во всех группах, кроме третьей, присутствует большое количество различных радионуклидов. В табл.1-3 приведены данные о биологически значимых радиоактивных продуктах деления, образующихся в энергетическом реакторе.

Продукты активации возникают при активации нейтронами конструкционных материалов, примесей теплоносителя, замедлителя и самого топлива. При активации топлива образуется ряд трансурановых элементов:Np(нептуний),Pu,Am(америций) иCm(кюрий). Наличие этих элементов осложняет безопасное удаление радиоактивных отходов.

Основная часть радиоактивных веществ, образующихся при работе реактора, остается в топливе. Отработавшие твэлы извлекают из реактора и хранят некоторое время в специальных хранилищах (бассейнах выдержки) на АЭС, затем отправляют на радиохимический завод.

Источниками радиоактивных отходов на АЭС являются продукты нейтронной активации, образующиеся вне твэлов, и продукты деления, частично выделившиеся из твэлов в теплоноситель. Часть этих радиоактивных веществ выводится из реактора в систему обработки и хранения радиоактивных отходов АЭС. Другая часть становится отходами только после остановки станции на демонтаж или консервацию.

Биологически значимые радионуклиды благородных

газов и йода при работе ядерною реактораТаблица 1

Нуклид	Т1/2	Нуклид	Т1/2	Нуклид	Т1/2
85Кr	10,7 года	133Хе	5,2 сут	129I	1,6×107 лет
85mКr	4,5 ч	133Хе	2,2 сут	131I	8 сут
87Кr	1,3 ч	135Хе	9,1 ч	133I	21 ч
88Кr	2,8 ч	135Хе	15,7 мин	135I	6,6 ч

Некоторые биологически значимые твердые продукты деления

при работе ядерною реактораТаблица 2

Нуклид	Т1/2	Нуклид	Т1/2	Нуклид	Т1/2
89Sr	51 сут	95Zr	64 сут	143Pr (празеодим)	14 сут
89Sr	28,6 года	103Ru	39 сут	144Ce	284 сут
89Sr	59 сут	106Ru	1 год	155Eu (европий)	5 лет
89Sr	35 сут	129Te	34 сут

Некоторые биологически значимые продукты активации

при работе ядерною реактораТаблица 3

Нуклид	Т1/2	Нуклид	Т1/2	Нуклид	Т1/2	Нуклид	Т1/2
51Cr	18 сут	59Fe	45 сут	95Nb	35 сут	T	12,3 года
54Mn	312 сут	60Co	5,3 года	95Zr	64 сут	14C	5730 лет
58Co	71 сут	65Zn	244 сут	110Ag	250 сут	41Ar	1,8 ч

Технологические схемы АЭС проектируются так, чтобы обеспечить практически полную изоляцию радиоактивных веществ от биосферы, а возможные утечки свести до уровня, допустимого действующими санитарными нормами и правилами.

Вывод радиоактивных веществ из реактора осуществляется системой байпасной очистки теплоносителя и конденсатоочистки (рис.1). В реакторе ВВЭР, например, часть потока теплоносителя (20...60 т/ч) отводится из первого контура и пропускается через специальную систему водоочистки, главным элементом которой является ионообменный фильтр. В этой системе реактора ВВЭР-1000 происходит также отделение газообразных примесей в результате дегазации воды. Радиоактивные вещества выходят вместе с протечками теплоносителя из первого контура, а также при выполнении промывочных и дезактивационных операций. Вода, загрязненная в процессе эксплуатации первого и второго контуров (различные протечки), собирается в специальные баки и очищается на выпарных аппаратах и ионообменных фильтрах. В результате очистки загрязненных вод возникают три вида отходов газообразные, жидкие и твердые.

Газообразные отходы. Главным источником газообразных отходов является система байпаспой очистки теплоносителя первого контура на АЭС с реакторами ВВЭР и эжектор конденсатора на АЭС с реакторами РВМК. Газообразные отходы образуются также в результате дегазации протечек теплоносителя, выхода газов при водообмене в реакторе и при отборе проб воды. Дополнительным источником газообразных отходов на АЭС служит вентиляция помещений станции.

Жидкие отходы. Загрязненная вода, образующаяся в результате эксплуатации и ремонта реактора, очищается и используется вновь. Жидкие радиоактивные отходы представляют в основном продувку выпарных аппаратов с соле-содержанием до 300 г/л и пульпу фильтроматериалов. Жидкие отходы поступают в специальные хранилища бетонные емкости, облицованные нержавеющей сталью.

Твердые отходы. Такие отходы возникают после отвердения жидких отходов, использования различных материалов (бумага, тряпки, ветошь и т.п.), к твердым отходам относятся части и детали оборудования и приборов, вышедших из строя. Отходы этой группы подвергают обработке (упаковке, прессованию) и складывают в специальные металлические ящики, которые помещают в хранилища твердых отходов АЭС.