Технологический контур как источник излучения

Теплоноситель и присутствующие и поступающие в него в процессе работы АЭС примеси, попадая при его движении в активную зону и облучаясь там мощным потоком нейтронов, становятся радиоактивными. На ядрах самого теплоносителя и примесей могут происходить (n,g)-, (n,p)-, (n,a)-реакции. При нарушении герметичности оболочек твэлов в теплоноситель могут поступать продукты деления.

В результате процессов массообмена часть активных продуктов из теплоносителя осаждается на внутренних поверхностях оборудования, омываемого им, и образует пленку коррозионных отложений, поэтому оборудование становится источником g-излучения.

Таким образом, источниками возникновения активности теплоносителя могут быть

– активация ядер вещества собственно теплоносителя;

– активация примесей теплоносителя;

– активация поступающих в теплоноситель продуктов коррозии и эрозии конструкционных материалов;

– продукты деления, поступающие в теплоноситель из негерметичных твэлов.

Источники излучения на поверхностях оборудования – осевшие радиоактивные продукты коррозии и продукты деления.

Собственная активность теплоносителя (водного) может достигать 5×10⁹ Бк/кг, активность примесей в воде до 5×10⁶ Бк/кг, активность продуктов коррозии до 5×10⁵ Бк/кг. Активность продуктов деления в двухконтурных системах может достигать 5×10⁸ Бк/кг, а в одноконтурных – 5×10⁵ Бк/кг. Активная пленка на поверхностях оборудования может достигать значений 5×10⁸ Бк/м².

Основной радионуклид, обусловливающий собственную активность теплоносителя, – ¹⁶N, образующийся по реакции ¹⁶О(n,p)¹⁶N и имеющий период полураспада 7.1 с. Кроме того, после остановки реактора становятся заметными ¹³N (T_1/2 = 10 мин), ¹⁸F (T_1/2 = 110 мин), ²⁴Na (T_1/2 = 15 ч), ⁴¹Ar (T_1/2 = 1.83 ч), испускающие после распада g-кванты, и чистые b-излучатели ¹⁴С (T_1/2 = 5568 лет) и ³Н (T_1/2 = 12.3 г).

Упомянутые реакции образования ¹⁷N, а также (g,n)-реакция на дейтерии являются источниками нейтронов в технологическом контуре при работе реактора на мощности.

Активируемые продукты коррозии, образующие пленку активных отложений на оборудовании, появляются вследствие реакций ⁵⁸Fe(n,g)⁵⁹Fe, ⁵⁵Mn(n,g)⁵⁶Mn, ⁵⁴Fe(n,p)⁵⁴Mn, ⁵⁰Cr(n,g)⁵¹Cr, ⁵⁸Ni(n,p)⁵⁸Co, ⁵⁹Co(n,g)⁶⁰Co, ⁶⁰Ni(n,p)⁶⁰Co. Кроме того, в отложениях могут еще присутствовать ⁹⁵Zr, ⁹⁵Nb, ⁶⁴Cu, ^110mAg, ¹²⁴Sb, ¹⁸⁷W и другие нуклиды.

Основной дозообразующий радионуклид после 2 – 3 лет работы АЭС с ВВР на мощности – это ⁶⁰Со, имеющий период полураспада 5.27 лет и энергии g-квантов 1.173 МэВ и 1.333 МэВ со стопроцентным выходом каждой на один распад. Этот радионуклид определяет мощность дозы до 90% и более от оборудования остановленного реактора и 70 – 80% дозы внутреннего облучения при вдыхании аэрозолей, образующихся в помещениях АЭС. На АЭС с РБМК роль основных дозообразующих нуклидов играют ⁹⁵Zr и ⁹⁵Nb, которые образуются при активации циркония, входящего в состав конструкционных материалов активной зоны реактора.

При наличии негерметичных твэлов в теплоноситель могут поступать, в первую очередь, инертные радиоактивные газы (ИРГ) и изотопы йода. Здесь можно отметить ^85mKr (T_1/2 = 4.36 ч), ⁸⁷Kr (T_1/2 = 1.3 ч), ⁸⁸Kr (T_1/2 = 2.77 ч), ⁸⁹Kr (T_1/2 = 3.2 мин), ¹³³Xe (T_1/2 = 5.2 сут), ^135mXe (T_1/2 = 15.6 мин), ¹³⁷Xe (T_1/2 = 3.9 мин), ¹³⁸Xe (T_1/2 = 14.7 мин), ¹³¹I (T_1/2 = 8.04 сут), ¹³²I (T_1/2 = 2.3 ч), ¹³³I (T_1/2 = 20.8 ч), ¹³⁴I (T_1/2 = 53 мин), ¹³⁵I (T_1/2 = 6.6 ч). Также в теплоносителе могут присутствовать дочерние к ИРГ радионуклиды, такие как ⁹⁰Sr, ⁹⁰Y, ⁹¹Sr, ⁹²Sr, ¹³⁷Cs, ¹³⁸Cs, ¹³⁹Ba и др., которые образуются уже в самом теплоносителе из предшественников, попавших в теплоноситель.

Кроме основного контура – КМПЦ на АЭС с РБМК и первого контура теплоносителя на АЭС с ВВЭР существуют и другие технологические контуры, являющиеся источниками излучения: на АЭС с ВВЭР – это второй контур при протечках из первого контура; на АЭС с РБМК – газовый контур охлаждения графитовой кладки и контур охлаждения СУЗ – системы управления и защиты. Здесь следует отметить радионуклид ⁴¹Ar (T_1/2 = 1.83 ч), получающийся в результате реакции ⁴⁰Ar(n,g)⁴¹Ar. Сам ⁴⁰Ar присутствует в виде примесей в газе, охлаждающем графитовую кладку.

Основным помещением на АЭС с РБМК, где существенно облучение персонала нейтронами, является центральный реакторный зал и та его часть, которая расположена непосредственно над биологической защитой реактора (на «пятаке») при работе реактора на мощности. Спектр нейтронов в центральном зале формируется за счет прохождения нейтронов в биологической защите и отражения от бетонных конструкций здания. В ряде случаев возможны «прострелы» нейтронов, проникающих в центральный зал через неоднородности в защиты. Это явление может создавать определенные трудности для организации радиационного контроля.

Основными помещениями на АЭС с ВВЭР, где существенно облучение персонала нейтронами, являются помещения гермообъема при работе реактора на мощности. Спектры нейтронов внутри помещений гермообъема можно разделить на две группы:

– спектр нейтронов, сформированный за счет прохождения нейтронов в толстой бетонной защите и отражения от бетонных конструкций;

– спектр нейтронов, сформированный за счет прохождения через стальные конструкции оборудования реактора и отражения от стальных и бетонных конструкций.

Спектры нейтронов для разных помещений гермообъема отличаются, однако эти различия не существенны с точки зрения организации радиационного контроля.

6.3.Источники излучения в воздухе рабочих
помещений АЭС

В результате протечек технологического контура АЭС, запланированных и незапланированных, при ремонтных работах, связанных со вскрытием оборудования контуров, при проведении сварочных работ на оборудовании в воздух рабочих помещений могут поступать радиоактивные газы и аэрозоли. Радиоактивные аэрозоли – это продукты коррозии и деления, а также продукты распада ИРГ.

Опыт эксплуатации отечественных и зарубежных АЭС показывает, что внешним облучением от радиоактивных продуктов в воздухе рабочих помещений вообще можно пренебречь. Доза внутреннего облучения на 70 – 80% обусловлена ингаляционным поступлением изотопа ⁶⁰Со в составе аэрозолей, но для основной массы персонала не превышает 1 мЗв/год. Нарушение правил техники безопасности, особенно при проведении сварочных работ, может привести к ожидаемой дозе внутреннего облучения до 5 мЗв/год.