Источники естественной и техногенной радиоактивности в ядерной энергетике

С ядерными излучениями и искусственными радионуклидами связаны главные опасности, сопутствующие развитию современной ядерной техники. В то же время они находят широкое и эффективное применение во многих областях промышленности, сельского хозяйства, медицине и фундаментальных научных исследованиях. Понимание природы естественного радиационного фона и механизмов образования радиоактивных продуктов в ядерных и термоядерных реакторах является ключевым условием обеспечения радиационной безопасности и минимизации экологических рисков.

1. Естественные радиоактивные семейства и природный радиационный фон. Природные уран и торий служат базовым топливным сырьем для реакторов деления. Природный уран состоит из трех ключевых изотопов: ²³⁸U (99,27 %, период полураспада T₁/₂ = 4,5·10⁹ лет), ²³⁵U (0,72 %, T₁/₂ = 7,2·10⁸ лет), а также ²³⁴U (0,006 %, T₁/₂ = 2,5·10⁵ лет), который является продуктом распада ²³⁸U.

Радиоактивный распад ²³⁸U и ²³⁵U порождает два крупных естественных радиоактивных семейства, члены которых в природных условиях находятся в состоянии векового равновесия с материнскими нуклидами:

- Семейство урана-238 (²³⁸U):
²³⁸U(α) → ²³⁴Th(β) → ²³⁴Pa(β) → ²³⁴U(α) → ²³⁰Th(α) → ²²⁶Ra(α) → ²²²Rn(α) → ²¹⁸Po(α) → ²¹⁴Pb(β) → ²¹⁴Bi(β) → ²¹⁴Po(α) → ²¹⁰Pb(β) → ²¹⁰Bi(β) → ²¹⁰Po(α) → ²⁰⁶Pb (стабильный).

- Семейство урана-235 (²³⁵U):
²³⁵U(α) → ²³¹Th(β) → ²³¹Pa(α) → ²²⁷Ac(β) → ²²⁷Th(α) → ²²³Ra(α) → ²¹⁹Rn(α) → ²¹⁵Po(α) → ²¹¹Pb(β) → ²¹¹Bi(α) → ²⁰⁷Tl(β) → ²⁰⁷Pb (стабильный).

Активность всех членов семейства в состоянии векового равновесия одинакова и равна активности материнских ядер. Суммарная радиоактивность семейств природного урана составляет порядка 4,8 Ки на тонну (где 1 Кюри = 3,7·10¹⁰ Бк = 3,7·10¹⁰ расп/с).

Природный торий представлен в основном одним долгоживущим изотопом ²³²Th (T₁/₂ = 1,4·10¹⁰ лет), к которому может примешиваться незначительное количество ²³⁰Th (T₁/₂ = 7,5·10⁴ лет) — продукта распада ²³⁸U. Распад ²³²Th образует собственное радиоактивное семейство:

- Семейство тория-232 (²³²Th):
²³²Th(α) → ²²⁸Ra(β) → ²²⁸Ac(β) → ²²⁸Th(α) → ²²⁴Ra(α) → ²²⁰Rn(α) → ²¹⁶Po(α) → ²¹²Pb(β) → ²¹²Bi(β) → ²¹²Po(α) → ²⁰⁸Pb (стабильный).

В отличие от урана, ²³²Th не имеет долгоживущих промежуточных продуктов распада. Средняя концентрация урана в земной коре превышает 10⁻⁶, а тория — примерно в три раза больше. Их общее количество в земной коре оценивается более чем в 10¹⁵ тонн, а совокупная радиоактивность — порядка 10¹⁶ Ки. Наряду с другими естественными источниками (космические лучи, изотоп ⁴⁰K) они формируют на поверхности Земли природный радиационный фон на уровне порядка 0,14 мкЗв/ч. В отдельных регионах планеты эта величина существенно выше, в том числе из-за выделения и накопления в помещении газообразного радионуклида — радона (²²²Rn).

2. Техногенное воздействие и отходы урановой промышленности. Помимо испытаний ядерного оружия, техногенное возмущение природного радиационного фона обусловлено добычей урана (в перспективе — тория), эксплуатацией ядерных реакторов и работой предприятий ядерного топливного цикла (ЯТЦ).

Ресурсы урана в относительно богатых месторождениях (с концентрацией металла в руде более 10⁻³) оцениваются в 10⁷ тонн, и объемы добычи в обозримом будущем едва ли выйдут за эти пределы. Локальные изменения радиоактивности окружающей среды при добыче связаны с формированием хвостохранилищ (отвалов) при извлечении урана из руды. Уровень активности «хвостов» при оставлении в них долгоживущих радионуклидов ²³⁰Th (T₁/₂ = 1,6·10³ лет) и ²³¹Pa (T₁/₂ = 3·10⁴ лет) снижается крайне медленно, что требует постоянного экологического мониторинга.

3. Образование искусственной радиоактивности в ядерных реакторах. Значительно превосходит естественные масштабы искусственная радиоактивность, генерируемая в ядерных реакторах. Она возникает преимущественно в результате реакций деления и радиационного захвата нейтронов. Небольшой вклад вносят также реакция под действием жесткого γ-излучения, α-частиц и высокоэнергетических протонов (в ускорительных установках).

В реакторе электрической мощностью 1 ГВт (эл.) ежесекундно происходит около 10²⁰ актов деления. При этом рождается порядка 3·10²⁰ нейтронов и 2·10²⁰ осколков деления, подавляющее большинство которых радиоактивно и образует цепочки последовательных β⁻-распадов. Дополнительное накопление радионуклидов происходит вследствие захвата нейтронов ядрами ²³⁸U и элементами конструкционных материалов.

Максимальная оценка радиоактивности активной зоны реактора из условий радиоактивного равновесия достигает величины более 10¹⁰ Ки, а без учета самых короткоживущих нуклидов — более 10⁹ Ки.

3.1. Характеристика продуктов деления. Распределение осколков деления по массам описывается характерной «двугорбой» кривой с максимумами в областях массовых чисел A = 90…105 (легкая группа) и A = 130…145 (тяжелая группа). Выход осколков в районах этих максимумов составляет около 6–7 % на один акт деления.

Среди продуктов деления присутствуют:
1. Инертные радиоактивные газы: изотопы ксенона (Xe) и долгоживущий криптон ⁸⁵Kr (T₁/₂ = 10,5 года).
2. Летучие элементы: изотопы иода (I), цезия (Cs), способные проникать через микронеплотности конструкций.
3. Тритий (³H): при высоких температурах диффундирует сквозь металлические барьеры.

Энергия, выделяющаяся при распаде продуктов деления, составляет порядка 7 % от полной энергии деления. После остановки реактора, работавшего на мощности N₀, остаточное тепловыделение N(t) в интервале времени t ≈ 10…10⁷ с описывается приближенной формулой Уэй-Вигнера:

N(t) ≈ 0,07 · N₀ · [t⁻⁰´² − (T + t)⁻⁰´²]

где T — время непрерывной работы реактора на мощности N₀.

При тяжелых реакторных авариях с разрушением топливных элементов и выбросом активности радиационную обстановку определяют прежде всего ¹³¹I (T₁/₂ = 8 суток), ¹³⁴Cs (T₁/₂ = 2,3 года), ¹³⁷Cs (T₁/₂ = 30,2 года) и ⁹⁰Sr (T₁/₂ = 29,1 года).

При длительном хранении извлеченного из реактора отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) спад активности определяется наиболее долгоживущими нуклидами. После выдержки в течение t лет активность нуклида x с выходом γ_x и постоянной распада λ_x = 0,693 / T₁/₂ (1/год) в расчете на годовую выгрузку из реактора мощностью 1 ГВт (эл.) выражается формулой:

R_x(t) ≈ 10⁹ · γ_x · λ_x · B_x · e^(−λ_x · t)

где B_x — фактор, учитывающий выгорание в реакторе продукта деления x или его предшественника.

При выдержке от 30 до 200 лет основную активность определяют ⁹⁰Sr (γ ≈ 6 %, T₁/₂ = 29,1 года) и ¹³⁷Cs (γ ≈ 6 %, T₁/₂ = 30,2 года), а затем — ¹⁵¹Sm (γ ≈ 0,5 %, T₁/₂ = 90 лет). При долгосрочном захоронении на тысячи лет ключевую роль играют сверхдолгоживущие нуклиды: ¹²⁹I (T₁/₂ = 1,6·10⁷ лет), ⁹⁹Tc (T₁/₂ = 2·10⁵ лет) и ¹³⁵Cs (T₁/₂ = 3,3·10⁶ лет).

3.2. Накопление актиноидов и наведенная активность. Обширную и наиболее опасную группу искусственных радионуклидов образуют актиноиды (Np, Pu, Am, Cm и др. — так называемые минорные актиноиды). Они возникают при радиационном захвате нейтронов топливом, в реакциях (n, 2n) и в результатах последовательных β⁻- и α-распадов.

Схема важнейших цепочек превращения актиноидов:

Хотя суммарная активность актиноидов ниже активности продуктов деления (около 10⁶ Ки), их высокая альфа-активность и огромные периоды полураспада (например, 24 тыс. лет для ²³⁹Pu) делают их определяющим фактором долгосрочной экологической опасности ОЯТ. Кроме того, за счет спонтанного деления и (α, n)-реакций на легких ядрах (кислород топлива) актиноиды генерируют значительный нейтронный фон.

Особую проблему представляет образование ²³²U (T₁/₂ = 70 лет) в торий-урановом топливном цикле. Его дочерний продукт ²⁰⁸Tl испускает жесткие γ-кванты с энергией 2,61 МэВ, что затрудняет повторное использование топлива.

Помимо топлива, под действием нейтронного флюенса происходит активация элементов конструкций реактора (нержавеющая сталь, корпус, внутрикорпусные устройства). Наведенная активность (до 10⁶ Ки) создает серьезные сложности при обслуживании, ремонте и последующем выводе реактора из эксплуатации.

4. Особенности радиоактивности термоядерных реакторов. Перспективным направлением радикального снижения радиационной опасности является переход к термоядерному синтезу. Исключение процессов деления тяжелых ядер и накопления актиноидов кардинально улучшает экологические показатели.

В дейтерий-тритиевом (D-T) реакторе мощностью 1 ГВт (эл.) происходит порядка 10²¹ реакций синтеза в секунду с выделением аналогичного количества быстрых нейтронов (14,1 МэВ). Главными факторами активности являются:

1. Тритий (³H): Удельная активность трития очень высока — 10⁴ Ки/г. В системах очистки, бланкете и инжекторах накапливается 1–2 кг трития (активность > 10⁷ Ки).
2. Активация конструкций: Поглощение 1 % нейтронов конструкционными материалами создает равновесную наведенную активность более 10⁸ Ки.

Однако в отличие от реакторов деления, применение специально разработанных малоактивируемых материалов (на основе ванадиевых сплавов, стеллайтов или малоактивируемых ферритно-мартенситных сталей) позволяет снизить уровень наведенной активности на несколько порядков за короткие сроки. При использовании безнейтронных реакций (например, p + ¹¹B) радиационная опасность сводится к минимуму.

5. Нормирование и допустимые концентрации радионуклидов. При оценке реальной опасности радиоактивных веществ недопустимо ограничиваться лишь измерением их активности в Кюри или Беккерелях. Необходимо учитывать тип излучения (α, β, γ), энергию частиц, а также химические свойства элементов, определяющие их метаболизм и органотропность при попадании в организм человека.

С учетом указанных факторов установлены строго регламентированные допустимые концентрации (ДК) радионуклидов в объектах окружающей среды.

Таблица 1.3.1. Допустимые концентрации (ДК) некоторых радионуклидов (Ки/л)

Как видно из приведенных данных, нормы предельно строги для альфа-излучателей (²³²Th, ²³⁹Pu) при ингаляционном поступлении, что обусловлено их чрезвычайно высокой радиотоксичностью и длительным периодом полувыведения из органов-мишеней (легкие, костная ткань).

Сведения об авторах и источниках:

Авторы: Е. О. Адамов, Ю. Г. Драгунов, В. В. Орлов, Л. П. Абагян, В. Я. Абрамов и др.

Источник: Машиностроение ядерной техники

Данные публикации будут полезны студентам и специалистам в области ядерной физики и атомной энергетики, инженерам-конструкторам и технологам промышленных предприятий, а также всем, кто интересуется устройством ядерных реакторов и современными ядерными технологиями.