Мощностью 1 ГВт (эл.) в течение 1 года работы.

(Активность - ТБк=10¹²Бк)

Первым защитным барьером является, собственно, сам способ приготовления
топлива — спекание диоксида урана в таблетки топливной композиции. Спеченная топливная
композиция представляет собой очень прочный, твердый материал, структура которого
хорошо удерживает образующиеся продукты деления. Свыше 99,9% от общей их активности
сосредоточено именно в топливных таблетках двуокиси урана работающего реактора.

Вторым защитным барьером на пути выхода радионуклидов является герметическая
металлическая оболочка тепловыделяющего элемента (ТВЭЛ). Оболочка удерживает
поступающие газообразные продукты деления, кроме того, при температурах свыше 1200⁰C,
структура топливной композиции может изменяться и под оболочку ТВЭЛа могут поступать
и другие продукты деления не только с поверхностного слоя топлива, но и из внутренних его
слоев. В том случае, когда оболочка ТВЭЛа теряет герметичность, радионуклиды поступают
в теплоноситель, циркулирующий через активную зону реактора по системе трубопроводов
1 контура. Процесс потери герметичности оболочки тепловыделяющего элемента можно
разделить на две стадии. Первая, когда имеют место микротрещины и из под оболочки выходят
только газообразные продукты деления, а величина выхода их зависит от температурных
нагрузок. И вторая, когда дефект становится достаточно большим, чтобы обусловить .выход
твердых веществ или собственно топливной композиции. На АЭС с реакторами канальной
схемы системы контроля целостности этого барьера, так называемые системы КГО (контроль
герметичности оболочек), обычно позволяют своевременно обнаружить возникновение
микротрещины ТВЭЛа и выгрузить отдельную дефектную TBC (тепловыделяющую сборку).
В результате не допускается значительное развитие дефекта и опасное повышение активности
теплоносителя. На АЭС с корпусными реакторами (типа ВВЭР-1000) контроль осуществляется
по содержанию продуктов деления в теплоносителе.

В соответствии с требованиями Общих положений обеспечения безопасности АЭС
(ОПБ-88) допустимое количество ТВЭЛ, имеющих газовую неплотность, составляет 1%.
Процент ТВЭЛ, имеющих дефекты, обуславливающие контакт топлива с теплоносителем,
когда наблюдается выход твердых продуктов деления, не должен превышать 0,1%. В случае
превышения указанных пределов реактор подлежит останову. Наблюдаемое на действующих
АЭС содержание продуктов деления в теплоносителе обычно во много раз ниже допустимых
значений. Так, например, на АЭС с ВВЭР — 440 удельная активность продуктов деления в
воде первого контура в режиме нормальной эксплуатации составляет:

• Инертные радиоактивные газы — 5^.10⁴ — 1^.10⁶ (¹³³Xe — 1^.10⁶, ¹³⁵Xe — 2,5^.10⁶,
^85mКr - 5^.10⁴, ⁸⁸Kr — 5^.10⁴) Бк/м³

• Изотопы йода — 1,5^.10⁴ — 2^.10⁵ (¹³¹I — 1,5^.10⁴, ¹³³I — 1^.10⁵,¹³⁵I — 2^.10⁺⁵)Бк/м³

На АЭС с РБМК — 1000 характерные значения некоторых продуктов деления
представлены в таблице:

Таблица 11.2.

Характерные значения удельной активности продуктов деления
в теплоносителе АЭС с РБМК

Другим источником образования радиоактивных веществ на АЭС, кроме ядерной реакции
деления, служит процесс активации. Теплоноситель и переносимые им примеси, в первую
очередь продукты коррозии металла трубопроводов контура, попадая в активную зону,
подвергаются мощному облучению потоком нейтронов и становятся радиоактивными. Так,
если теплоноситель вода, то при захвате нейтрона с испусканием протона ядром атома ¹⁶O
образуется радиоактивный изотоп ¹⁶N. Кроме того, в воде всегда присутствует воздух,
а. следовательно, газ аргон, который, активируясь, образует радиоактивный изотоп ⁴¹Ar.
В воде обычно всегда имеются продукты коррозии конструкционных элементов реактора и
трубопроводов контура. В результате их активации образуются радионуклиды ⁶⁰Со,

⁵⁹Fe, ⁵⁶Mn и др.

Не все радионуклиды имеют одинаковое значение с точки зрения радиационной
безопасности и защиты окружающей среды. Например, изотоп ¹⁶N имеет очень малый период
полураспада (Т_1/2 = 7,11 сек), поэтому он просто не успевает выйти за пределы АЭС (являясь,
мощным γ-излучателем, он в основном обуславливает необходимость биологической защиты
реактора и трубопроводов 1 контура при работе на мощности). Основное значение, с точки
зрения радиационной безопасности и охраны окружающей среды, имеют ряд газообразных

радионуклидов, таких как ⁸⁵Kr, ⁴¹Ar и др., а также радионуклиды с большим периодом
полураспада и большой биологической активностью, такие как ¹³⁷Cs, ⁹⁰Sr.

Следующим защитным барьером является полностью замкнутая система трубопроводов
первого контура, не допускающая поступление радионуклидов в помещения АЭС.
Накоплению радиоактивных продуктов в теплоносителе препятствует система постоянной
очистки, так называемая система байпасной очистки 1 контура.

В результате нарушения герметичности задвижек или других устройств первого контура,
радиоактивные вещества с протечками могут попадать в помещения АЭС. И затем, за счет
выхода газообразных радионуклидов, загрязнять воздух и образовывать загрязненные
радионуклидами трапные воды. Однако и в этом случае, их выходу во внешнюю среду

препятствует следующий защитный барьер.

Все газообразные радионуклиды собираются системами вентиляции станции и
направляются на специальные установки очистки, и только после очистки до допустимых
уровней содержания радионуклидов они могут поступать во внешнюю среду.

Загрязненные трапные воды также собираются, очищаются и возвращаются в
технологический цикл, или очищенные до нормативных безопасных уровней сбрасываются
во внешнюю среду.

РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ АЭС

Радиоактивные отходы (РАО) — неиспользуемые жидкие и твердые вещества или
предметы, образующиеся в результате деятельности учреждения, общая активность, удельная
активность и радиоактивное загрязнение поверхностей которых превышает уровни,
установленные действующими нормативными документами.

Любая деятельность в сфере обращения с радиоактивными отходами на Украине
регулируется Законом Украины "Об обращении с радиоактивными отходами". В соответствии
с данным Законом обращение с радиоактивными отходами — деятельность, связанная со
сбором, переработкой, транспортировкой, хранением и захоронением радиоактивных отходов.

Сбор радиоактивных отходов осуществляется силами и средствами учреждения, в
котором образуются радиоактивные отходы, отдельно от обычного мусора и строго раздельно
с учетом:

• физического состояния (твердые, жидкие);

• происхождения (органические, неорганические, биологические);

• периода полураспада радионуклидов, находящихся в отходах (до 15 суток,
более 15 суток);

• взрыво-и огнеопасности (опасные, безопасные).

Система обращения с радиоактивными отходами должна включать в себя сбор отходов,
временное их хранение, переработку, удаление и захоронение. Должны назначаться лица,
ответственные за сбор и передачу на захоронение радиоактивных отходов в учреждении,
которые обязаны вести учет радиоактивных отходов. На каждую партию радиоактивных
отходов, передаваемых на захоронение, необходимо оформлять паспорт.

Контейнеры для радиоактивных отходов должны быть типовыми. Размер и конструкция
контейнеров определяется типом и количеством радиоактивных отходов, видом и энергией
излучений радионуклидов. Внутренние поверхности контейнеров для многократного
использования должны плавно сопрягаться, быть гладкими, выполненными из

слабосорбирующего материала, допускающего обработку кислотами и специальными
растворами, и иметь достаточную механическую прочность. Контейнеры должны
закрываться крышками. Конструкция контейнеров должна быть такой, чтобы была возможна
их механизированная погрузка и выгрузка. Мощность дозы излучения на расстоянии 1 метр
от сборника с радиоактивными отходами допускается не более 10 мбэр/ч.

Транспортировка, переработка и захоронение радиоактивных отходов производится
пунктами захоронения радиоактивных отходов (ПЗРО) или специализированными
комбинатами.

Хранение радиоактивных отходов — размещение РАО в объекте, в котором
обеспечивается изоляция от окружающей природной среды, физическая защита и
радиационный мониторинг, с возможностью последующего извлечения, переработки,
транспортировки и захоронения. На АЭС хранение жидких и твердых РАО осуществляется
соответственно в хранилищах жидких отходов (КЖО) и хранилищах твердых отходов (XTO).
Хранение РАО может осуществляться как по месту образования РАО, так и по месту
переработки и захоронения РАО.

Захоронение радиоактивных отходов — размещение РАО в объекте, предназначенном
для обращения с РАО без намерения их использования.

Захоронение РАО во временных ПЗРО, как правило, запрещается. Но в отдельных
случаях допускается захоронение РАО во временных могильниках. Таким примером может
быть захоронение РАО в процессе ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС
в 1986 году. Извлечение РАО из временных могильников зоны отчуждения ЧАЭС, их
переработка и захоронение являются актуальной проблемой до настоящего времени.

Степень радиационной опасности при сборе, транспортировке, переработке и захоронении
радиоактивных отходов зависит от следующих основных факторов:

• величины активности;

• вида и энергии излучения;

• степени токсичности радиоактивных веществ, со держащихся в отходах;

• периода полураспада радионуклидов;

• физического состояния отходов (жидкие, твердые);

• вида и состояния тары.

TPO и ЖРО, содержащие короткоживущие нуклиды с периодом полураспада
до 15 суток, выдерживают в течение времени, обеспечивающего снижение активности до
безопасных уровней, а затем удаляют как обычный мусор на организованные свалки,
а ЖРО — в хозяйственно-бытовую канализацию при обязательном радиационном контроле.

Отработанное ядерное топливо АЭС, которое не подлежит переработке, после
соответствующей выдержки хранится в специальных хранилищах отработанного ядерного
топлива (ХОЯТ), оборудованных техническими средствами извлечения топлива из этого
хранилища.

На протяжении всего времени хранения или захоронения РАО регулярно осуществляется
контроль за их состоянием, радиационной обстановкой в хранилищах и окружающей
природной среде.

В необходимых случаях для учреждений устанавливаются допустимые сбросы
радиоактивных веществ в поверхностные водоемы.

В хозяйственно-бытовую канализацию допускается сброс радиоактивных сточных вод с

концентрацией, превышающей ДК_В^ingest для воды не более чемв 10 раз, если обеспечивается
их десятикратное разбавление нерадиоактивными сточными водами в коллекторе данного
учреждения, а суммарный сброс радиоактивных веществ в водоем не превысит установленного
допустимого уровня. При малых количествах жидких радиоактивных отходов (менее 200 л),
а также при невозможности их разбавления, отходы должны собираться в специальные
емкости для последующего удаления и захоронения.

При удалении сточных вод непосредственно из учреждений или общегородской
канализации в открытые водоемы концентрация радиоактивных веществ в сточных
водах у места спуска их в водоем не должна превышать допустимой концентрации ДК_В^ingest
для воды.

Запрещается удаление жидких радиоактивных отходов в поглощающие ямы, колодцы,
скважины, на поля орошения, поля фильтрации, в системы подземного орошения.

Газообразные радиоактивные выбросы

Наиболее значительную роль в формировании радиационной обстановки в районе
размещения АЭС играют инертные радиоактивные газы (ИРГ) и изотопы йода. В целом, в
состав газообразных радионуклидов осколочного происхождения входят: 18 изотопов
криптона, 15 изотопов ксенона и 20 изотопов йода. С точки зрения радиационной опасности
для населения, наибольшее значение имеют радионуклиды криптона, ксенона и йода. Кроме
этих нуклидов весьма значительную роль играют аэрозольные выбросы изотопов
стронция - 89, 90 и цезия - 134, 137, которые являются продуктами распада газообразных
нуклидов.

Механизм выхода летучих радиоактивных веществ в окружающую среду из
технологического цикла АЭС с реакторами ВВЭР и РБМК имеет ряд различий. Основным
путем поступления газо-аэрозольных выбросов в окружающую среду от реакторов ВВЭР
являются дегазация и испарение воды теплоносителя первого контура. Вода насыщается
радиоактивными веществами в результате активации (³H, ¹⁴C, ⁴¹Ar) и непосредственного ее
контакта с негерметичными оболочками ТВЭЛов (изотопы I, С, Kr, Xe, Sr, Ce, Ru).
Непосредственным источником поступления в атмосферный воздух летучих радиоактивных
веществ (в особенности ³H) от реактора ВВЭР является вентиляционная система герметичных
помещений первого контура и самого реактора.

Нуклидный состав газообразных выбросов АЭС с РБМК, в основном определяется газа-
ми, поступающими с эжекторов турбины — это радионуклиды продуктов деления (радио-
нуклиды криптона и ксенона). Кроме этого, в состав газообразного выброса входит газ
активационного происхождения — Ar, образующийся в газовом контуре и циркуляцион-
ных трубопроводах и баках контура охлаждения СУЗ. Активность и нуклидный состав крип-
тона и ксенона зависит, вообще говоря, от радиационного состояния активной зоны реактора,
а активность Ar — от мощности реактора. При длительной работе реактора на мощности
радиационное состояние его активной зоны стабилизируется и при реализации оптимального
управления радиационным состоянием поддерживается практически на одном уровне. Это
значит, что нуклидный состав газообразных продуктов деления также стабилизируется и
мало меняется в условиях нормальной эксплуатации реактора.

Радионуклиды йода присутствуют в выбросе в трех физико-химических формах:

• в аэрозольной, т.е. это радионуклиды, сорбированные на аэрозольных частицах;

• в газообразной, где основную массу составляет молекулярный йод (I₂);

• в виде органического соединения — йодистого метила (CH₃I). трудно сорбируемого и
обладающего высокой проникающей способностью через фильтры.

Йод, как продукт деления, образуется в атомарном виде, но в теплоносителе КМПЦ уже
присутствует во всех формах. В выбросе нормально функционирующих АЭС соотношения
между формами йода следующие:

• аэрозольная 1 — 2%;

• молекулярная 40 — 50%;

• органическая 50 — 60%.

Изотопный состав йода представлен ¹³¹I и ¹³³I, причем доля их в выбросе примерно оди-
накова (см. табл. 11.3).

Таблица 11.3.

Нуклидный состав йодных выбросов
Чернобыльской АЭС

Изотопный состав аэрозолей долгоживущих нуклидов (ДЖН) в выбросе,в общем, пред-
ставлен 20 — 25-ю радионуклидами. Среди них можно выделить 7 — 10 нуклидов, имею-
щих повышенную по сравнению с другими объемную активность, вклад этих радионуклидов
в суммарную мощность выброса представлен в табл. 11.4.

Таблица 11.4
Нуклидный состав выбросов ДЖН ЧАЭС, %

Радионуклиды продуктов деления по номенклатуре и активности присутствуют в соста-
ве ДЖН в количестве, зависящем от того, каково радиационное состояние активной зоны
реактора, то есть сколько и с какими дефектами эксплуатируется негерметичных ТВЭЛ в
активной зоне. Радионуклиды продуктов коррозии накапливаются в теплоносителе в зависи-
мости от сроков работы АЭС.

Третьим важным источником радиоактивных выбросов АЭС с реакторами РБМК являются
активированные и насыщенные летучими осколочными продуктами деления газы, которыми
продувается графитовая кладка реактора.

Химические формы газо-аэрозольных выбросов АЭС разнообразны: ИРГ поступают в
атмосферу в своих молекулярных формах; тритий в виде ³HHO, ³HH, ³H₂; ¹⁴C — в виде
¹⁴CH₄,¹⁴CO₂ и ¹⁴CO; изотопы йода — в форме метил-йодида и других простых органических
соединений, а также в форме I и I₂; ^89-90Sr, ^131,137Cs, ¹⁴⁴Ce — в виде сульфатов, нитратов,
хлоридов, карбонатов; изотопы плутония — в виде нерастворимой окиси PuO₂ и растворимого
Pu(NO₃)₄, адсорбированных на частицах размером 0,2-0,8 мкм.

Все парогазовые и аэрозольные выбросы АЭС проходят систему очистки (в частности,
выдерживаются определенное время в газгольдерах (камеры выдержки) для распада
короткоживущих радионуклидов) или очистку на специальных установках подавления
активности (УПАК).

Для очистки вентиляционного воздуха от аэрозолей, в составе вентсистем на АЭС,
предусматриваются фильтровальные станции. Это блоки с различными адсорбирующими
фильтрами (угольными, аэрозольными). Эффективность очистки на таких фильтрах довольно
высока, например эффективность аэрозольных фильтров типа ДКЛ—23 составляет 90 —
95%.

Кроме рассмотренных выше радионуклидов, в выбросах АЭС присутствуют также
изотопы трития — сверхтяжелого водорода, и углерода 14.

Тритий, содержащийся в воздушных выбросах и водяных сбросах АЭС, входит в состав
паров воды и практически беспрепятственно проходит системы очистки. Радиобиологическая
роль трития определяется его химическими свойствами, которые полностью соответствуют
обычному водороду, в результате чего тритий может входить в состав любых органических
и неорганических соединений. Поскольку период полураспада трития довольно велик
(12,26 года), он мог бы представлять серьезную радиационную опасность если бы не являлся
очень мягким бета-излучателем ( средняя энергия бета-излучения трития составляет
5,8 кэВ) Доля трития, выбрасываемого в атмосферу АЭС с реактором ВВЭР-1000,
составляет 32% от его общего поступления в окружающую среду АЭС (остальное количество
³H содержится в жидких сбросах). Средняя концентрация изотопа в воздушном выбросе
реактора данного типа — 1 — 2 Бк/л. Для реакторов РБМК эти показатели в 10 — 100 раз
ниже.

¹⁴С — также биогенный элемент, который может участвовать в биохимических и
биологических процессах, наряду со своим стабильным изотопом. Его излучение (чистый
бета-излучатель, со средней энергией 54 кэВ) не представляет серьезной радиационной

опасности. Однако, благодаря своему большому периоду полураспада (5730 лет),
углерод-14 может накапливаться и, в связи со своей биологической активностью, имеет важное
значение. ¹⁴С образуется в естественных условиях в верхних слоях атмосферы в результате
взаимодействия космических нейтронов с азотом воздуха. На АЭС он образуется в результате
активации ¹³С, ¹⁴N, и ¹⁷О. Основная масса ¹⁴С удерживается в месте его образования, в
активной зоне, и за ее пределы не поступает, и АЭС не играют существенной роли, как
источник ¹⁴C. В связи с тем, что большие количества ¹⁴C образовывались при ядерных
испытаниях, а также при переработке облученного ядерного топлива, в настоящее время во
всем мире проводится контроль его содержания в объектах внешней среды, однако допустимых
норм его содержания в выбросах АЭС не установлено.