2018-03-09
1566
ИСТОЧНИКИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ НА АЭС
Вне зависимости от типа реактора, установленного на АЭС, и ее технологической схемы основными источниками излучения на АЭС являются активная зона реактора, трубопроводы и оборудование технологического контура, бассейны выдержки с отработанным ядерным топливом, системы спецводоочистки и их оборудование, сама защита реактора.
Таблица 6.1.
работающем на полной мощности, ежесекундно происходит 1018—1019 делений ядер 235U. При каждом акте деления освобождается два-три нейтрона, из которых по крайней мере один не испытывает взаимодействия с ядрами атомов топлива и выходит за пределы активной зоны реактора. Кроме того, при делении испускается несколько γ-квантов. В результате вблизи реактора (в отсутствие защиты) мощность эквивалентной дозы облучения может составить несколько зиверт (сотни бэр) в секунду. (Смертельная доза облучения для человека равна 6 Зв — 600 бэр).
Плотность потока нейтронов в активной зоне при работе реактора достигает 1013—1014нейтр/(см2·с). Наиболее вероятное значение энергии нейтронов деления составляет 0,75 МэВ, а средняя энергия около 2,0 МэВ. При делении 235U образуется также мгновенное γ-излучение с энергией фотонов в диапазоне 0,2 — 7,0 МэВ и средней энергией около 1,0 МэВ. Продукты деления содержат очень большое количество радионуклидов, являющихся β- и γ-излучателями, активность которых зависит как от времени облучения, так и от времени выдержки после облучения в реакторе.
Работа ядерного реактора характеризуется постоянным образованием и накоплением долгоживущих высокоактивных продуктов деления по мере выгорания ядерного топлива. Так, например, в активной зоне водо-водяных реакторов типа ВВЭР-440 ежесуточно образуются такие радиотоксичные нуклиды, как I и Sr в количестве 1,1·106и 1,8·102 Ки (4,1· 1016 и 6,5·1012Бк) соответственно. К концу трехлетней кампании этого реактора полная активность продуктов деления составляет около 6·109 Ки (2,2·1020 Бк), или 1,4·108 Ки (5,2·1018 Бк) на 1 т топлива, при этом более 50% активности приходится на долю газообразных продуктов деления.
Рис. 6.1. Относительное изменение активности продуктов деления, образованных в реакторе на тепловых нейтронах, от времени выдержки t для различной кампании реактора T. На рис. 6.1 показана зависимость изменения активности продуктов деления, образованных в реакторе на тепловых нейтронах от времени выдержки после останова реактора для различной кампании T. Очевидно, что с увеличением кампании возрастает доля долгоживущих радионуклидов в смеси продуктов деления. В результате, как видно из рис. 6.1, спад активности после останова реактора идет медленнее. Наряду с продуктами деления в реакторе происходит накопление активированных под воздействием нейтронов радионуклидов, входящих в состав металлических конструкций корпуса реактора и I контура (преимущественно 59Fe, 54Mn, 66Zn, 60Co).
При работе реактора на мощности его активная зона является источником нейтронов и γ-излучения. Другие виды излучения, образующиеся в активной зоне, не выходят за его пределы, их можно не рассматривать. Активная зона остановленного реактора является в основном источником γ-излучения.
Источники нейтронов в активной зоне работающего реактора можно подразделить на четыре группы:
· мгновенные нейтроны, т.е. нейтроны, сопровождающие процесс деления ядер горючего;
· запаздывающие нейтроны — испускаются сильно возбужденными ядрами осколков деления;
· нейтроны активации — испускаются при радиоактивном распаде продуктов некоторых ядерных реакций;
· фотонейтроны — образуются в результате (γ, n)-реакций на некоторых ядрах.
Наибольший вклад в дозу облучения, при работе реактора на мощности, вносят мгновенные нейтроны.
Источники γ-излучения работающего реактора более многочисленны и подразделяются на следующие группы:
· мгновенное излучение, то есть γ-излучение, сопровождающее процесс деления;
· излучение короткоживущих продуктов деления, большая часть излучения этой группы испускается в первые 10 минут после деления;
· излучение долгоживущих продуктов деления — испускаются за время, большее 10 минут после деления;
· захватное излучение, то есть γ-излучение, сопровождающее (n, γ)-реакции;
· излучение, сопровождающее неупругое рассеяние нейтронов;
· излучение, сопровождающее (n, р) и (n, α)-реакции;
· излучение продуктов активации;
· излучение, сопровождающее аннигиляцию позитронов;
· тормозное излучение, т.е. излучение, образующееся при торможении β-частиц в активной зоне.
Источники нейтронов. Мгновенные нейтроны образуются практически одновременно с делением ядра. Среднее число мгновенных нейтронов при делении 235U, 233U, 239Pu равно 2,5 ±0,03, 2,47 ± 0,03 и 2,9 ± 0,04 соответственно. Запаздывающие нейтроны образуются в количестве, существенно меньшем (0,002 — 0,007 нейтр./деление), и испускаются некоторыми продуктами деления с периодами полураспада 0,18 — 54,5 с.
Энергетическое распределение мгновенных и запаздывающих нейтронов описывается различными эмпирическими формулами, но чаще формулой:
(6.1)
где S(En) — количество нейтронов.
En — энергия нейтронов, МэВ.
В области энергий от 4 до 12 МэВ — наиболее важной с точки зрения радиационной зашиты—спектр нейтронов деления можно описать простой экспонентой:
S(En) = 1,75 ехр (— 0,776 En), (6.2)
погрешность этого соотношения не более 15%.
Для целей радиационной защиты необходимо иметь интегральный спектр нейтронов
деления, то есть количество нейтронов в спектре нейтронов деления (6.1) с энергией,
превышающей En:
(6.3)
Для профилактической работы спектр нейтронов деления (рис. 6.2) и интегральный спектр нейтронов деления (рис. 6.3) представляют в виде таблиц, в которых S(En) и χ(Εn) нормированы на единицу. Наиболее вероятная энергия нейтронов деления 0,6 — 0,8 МэВ, а средняя — 2 МэВ, максимальная принимается равной 12 МэВ.
В результате взаимодействия нейтронов, образовавшихся при делении с ядрами элементов, входящих в состав активной зоны (упругое и неупругое рассеяние, поглощение, деление), спектр нейтронов деления (рис. 6.2) деформируется и приобретает вид, показанный на рис. 6.4. В области энергий, соответствующих группе быстрых нейтронов, он практически не отличается от спектра нейтронов деления, в промежуточной области энергий — это спектр замедляющихся нейтронов, то есть 1/En — спектр, а в тепловой и надтепловой областях энергии — спектр Максвелла. Естественно, что на рис. 6.4 показан принципиальный вид спектра, реальный зависит от состава активной зоны, и информацию о нем, так же как и о спектре нейтронов утечки из активной зоны и их количестве (плотности потока нейтронов на поверхности активной зоны), можно получить из результатов расчета физических характеристик активной зоны. Источники γ -излучения. Мгновенное γ-излучение постоянно сопровождает процесс деления. Из полного количества энергии, выделяющейся при одном делении, на его долю приходится 7,2 — 7,5 МэВ. Испускается эта энергия как несколькими, так и одним γ-квантом.
Рис. 6.4. Спектр нейтронов в активной зоне ядерного реактора.
Энергетическое распределение мгновенного γ-излучения описывается соотношением:
S(Eγ) = 8,0exp(-l,lEγ), (6.4)
где Eγ — энергия γ-квантов, МэВ.
γ-Излучение короткоживущих продуктов деления (на одно деление) образуется в количестве, близком к количеству мгновенных γ-квантов, и имеет одинаковое с ним энергетическое распределение:
S(Еγ) = 6,0ехр(-1,1Еγ). (6.5)
Следовательно, суммарное энергетическое распределение первых двух источников
γ-излучения:
S(Eγ)= 14exp(-1,1Eγ). (6.6)
Захватное γ-излучение образуется в результате захвата нейтронов, главным образом тепловых, ядрами элементов, входящих в состав активной зоны (топливо, замедлитель, теплоноситель, конструкционные материалы). Спектр захватного γ-излучения для ядра одного элемента линейчатый, поэтому энергетическое распределение захватного γ-излучения в активной зоне реактора зависит от ее состава. Максимальная энергия γ-квантов захватного излучения составляет примерно 10 МэВ.
Активационное γ-излучение — это γ-излучение радиоактивного распада ядер, образовавшихся в результате захвата нейтронов стабильными ядрами материалов активной зоны. При работе реактора на мощности обычно в качестве источника γ-излучения рассматривают нуклид 16N, образующийся по реакции 16O(n,p)16N и испускающий γ-кванты с энергией 8,87 МэВ (~1%), 7,11 МэВ (5%) и 6,13 МэВ (69%). Период полураспада 16N равен 7,11 с.
Удельная мощность как двух первых источников γ-излучения, так и источников активационного и захватного γ-излучения приводится в специальной литературе, наиболее подробные сведения такого рода сконцентрированы в специальных атласах.
Энергетический спектр γ-излучения формируется в результате процессов рассеяния, распространения и потери энергии γ-квантов в материалах активной зоны. Типичный спектр γ-излучения, вылетающего из активной зоны водо-водяного реактора в радиальном направлении, приведен на рис. 6.5.
Рис. 6.5. Спектр γ-излучения, вылетающего из активной зоны водо-водяного реактора.
На фоне непрерывного распределения хорошо видны пики захватного γ-излучения, возникающего при взаимодействии нейтронов с ядрами 57Fe, 58Fe, 54Cr, 59Ni и водорода. В общем случае спектр γ-излучения зависит от состава активной зоны, конструкционных материалов, удельной энерговыработки топлива, мощности реактора, пространственной координаты и других параметров. Характерная плотность потока γ-квантов на поверхности активной зоны реакторов ВВЭР и РБМК равна 1014 см-2 · с-1.
Плотность потока γ-квантов на поверхности активной зоны вычисляют как выход γ-квантов из источника излучения с самопоглощением, то есть с учетом того, что на пути от места образования до поверхности активной зоны γ-квант может взаимодействовать с материалами активной зоны.
Остальные, перечисленные ранее, источники γ-квантов, в активной зоне играют существенно меньшую роль в формировании поля γ-излучения как в самой активной зоне, так и за ее пределами, и при рассмотрении работающего реактора их можно не учитывать.
Излучение остановленного реактора. Поскольку состав продуктов деления в активной зоне остановленного реактора зависит только от времени работы реактора на мощности t и времени, происшедшего после останова реактора τ, а их содержание — от мощности реактора, то мощность источников γ-излучения (долгоживущих продуктов деления) может быть вычислена заранее для различных t и τ при условной, например единичной, мощности реактора. Такие расчеты проделаны, и результаты оформлены в виде таблиц или графиков (рис. 6. 6), на которых приведены значения мощности источников γ-излучения (МэВ/с) γ-квантов нескольких (обычно семи) энергетических групп в зависимости от τ при разных t. Приняты следующие значения границ энергетических групп: I) 0,1 — 0,4 МэВ; II) 0,4 — 0,9 МэВ; III) 0,9 — 1,35 МэВ; IV) 1,35 — 1,8 МэВ; V) 1,8 — 2,2 МэВ; VI) 2,2 — 2,6 МэВ и VII) более 2,6 МэВ. Этих данных вполне достаточно, чтобы, например, определить плотность потока γ-излучения той или иной энергетической группы на поверхности активной зоны.
Рис 6.6. Плотность потока энергии γ-излучения из активной зоны остановленного реактора.
Другие источники γ-излучения, существующие в активной зоне остановленного реактора, обычно не рассматриваются, так как их вклад в плотность потока γ-излучения на поверхности активной зоны невелик.
Технологические контуры АЭС как источники излучения.
Теплоноситель и присутствующие или поступающие в него при работе АЭС примеси, попадая в процессе циркуляции в зону облучения нейтронами, становятся радиоактивными, так как на ядрах вещества теплоносителя и примесей могут происходить (n, γ)-, (n, p)- и (n, α)-реакции, в связи с которыми теплоноситель становится источником γ-излучения (β-частицы, образующиеся при распаде активных ядер, не выходят за пределы оборудования, по которому циркулирует теплоноситель). При нарушении герметичности оболочек ТВЭЛов в теплоноситель могут поступать топливо и продукты деления, что является дополнительным источником γ-излучения теплоносителя. Трубопроводы и оборудование первого контура (главные циркуляционные насосы, парогенераторы, компенсаторы объема и т.д.) являются источниками ионизирующего излучения, так как внутри них находится радиоактивный теплоноситель. Активность теплоносителя обусловлена "собственной", осколочной и наведенной активностями.
Собственная активность зависит от свойств ядер самого теплоносителя. Так, например, для водного теплоносителя в результате взаимодействия в активной зоне потоков быстрых нейтронов с ядрами кислорода и водорода теплоносителя возникают следующие реакции: 16О(n, p)16Ν, 17Ο(n, p)17Ν, 18Ο(n, γ)190, 2H(n, γ)3H. Как ранее отмечалось, основную активность теплоносителя в первом контуре реакторов ВВЭР и РБМК обуславливает высокоэнергетическое излучение короткоживущего нуклида 16N, образующегося под действием нейтронов с энергией выше 10 МэВ в результате первой реакции. Это объясняется большим сечением взаимодействия быстрых нейтронов с 16O и тем, что естественное содержание в природе этого изотопа равно 99,8%. Собственная активность теплоносителя при работе реактора достигает 10-1 Ки/л (3,7·109 Бк/л), а мощность дозы γ-излучения вплотную к трубопроводу первого контура 100 бэр/ч (1 Зв/ч). После остановки реактора активность 16N быстро снижается. Взаимодействие быстрых нейтронов с другим изотопом кислорода 17O приводит к образованию 17N, распадающегося с периодом полураспада 4,2 с. с испусканием нейтронов. Приведенные реакции являются реакциями активации нейтронами ядер теплоносителя, при этом распад образующихся нуклидов обуславливает собственную активность теплоносителя.
Осколочная активность теплоносителя обусловлена продуктами деления, попадающими в первый конур при разгерметизации оболочек ТВЭЛов. Разгерметизация ТВЭЛов происходит вследствие высоких температурных и радиационных нагрузок, а также из-за процессов коррозионно-усталостного типа и начинается с появления микротрещин, через которые будут диффундировать газообразные и летучие продукты деления (изотопы криптона, ксенона, йода, рубидия, цезия). В реакторах действующих АЭС используется в основном ядерное топливо на основе двуокиси урана-238, обогащенного ураном-235. ТВЭЛы активной зоны реактора представляют собой стержни с цилиндрической оболочкой из циркониевого сплава, заполненные таблетками из спеченной двуокиси урана. Между таблетками и оболочкой имеется зазор, а в верхней части ТВЭЛа — свободное пространство, так как в процессе работы реактора происходит распухание таблеток двуокиси урана. В центре таблеток имеется сквозное осевое отверстие. При работе реактора в топливе образуются твердые, летучие и газообразные продукты деления. Газообразные и летучие продукты деления мигрируют вначале в открытые поры в спеченной двуокиси урана, затем поступают в осевые отверстия, зазор под оболочкой и в объем свободного пространства в верхней части ТВЭЛа. При появлении микротрещин они выходят из-под оболочки ТВЭЛа в теплоноситель со скоростью, пропорциональной степени негерметичности ТВЭЛа. В результате воздействия различных факторов (высокая температура, коррозия, радиационное охрупчивание, вибрация, переменные тепловые и гидравлические нагрузки) микротрещины в некоторых случаях развиваются в крупные дефекты оболочек ТВЭЛов. При таких дефектах возможен прямой контакт теплоносителя с топливом и выход в теплоноситель твердых продуктов деления и урана.
На действующих АЭС с ВВЭР, как и на зарубежных с реакторами PWR, число газо-неплотных ТВЭЛов (с микротрещинами) не должно превышать 1%, а число ТВЭЛов с крупными дефектами — 0,1%. Для АЭС с РБМК (для зарубежных с BWR) пределы повреждения оболочек ТВЭЛов такие же, хотя в проектируемых АЭС они снижены соответственно до 0,1 и 0,01 %.
Третьим видом активности теплоносителя является наведенная активность примесей, включающих в себя минеральные соли (особенно соли натрия), растворенные газы (аргон и др.) и продукты коррозии (окислы железа, никеля, кобальта, хрома и др.), попадающие в теплоноситель при их смыве с конструкционных элементов и внутренних поверхностей трубопроводов. Основной вклад в этот вид активности теплоносителя после остановки реактора вносят активированные продукты коррозии. Хотя в качестве конструкционных материалов ядерных реакторов применяют коррозионно-стойкие стали, все же они при температуре воды около 3000C корродируют со скоростью до 0,001 мм/год. Вместе с теплоносителем продукты коррозии переносятся по технологическому контуру АЭС, в том числе через активную зону реактора, при этом часть из них осаждается на поверхностях конструкций активной зоны, например на ТВЭЛах, и подвергается облучению нейтронами. Определенная доля образовавшихся радионуклидов в результате растворения пленки отложений поступает с поверхности ТВЭЛов в теплоноситель и вместе с ним выносится за пределы активной зоны. Затем активированные продукты коррозии могут осесть на поверхности оборудования технологического контура вне зоны облучения нейтронами и образовать пленку активных отложений на внутренних поверхностях: парогенераторов, насосов, барабанов-сепараторов, арматуры, трубопроводов и др.
Радионуклидный состав и активность теплоносителя и отложений на оборудовании зависят от типа теплоносителя, материалов контура и активной зоны, герметичности оболочек ТВЭЛов, способности радионуклидов к осаждению на поверхности и поступлению их в теплоноситель.
В водо-охлаждаемых ядерных реакторах оборудование технологического контура изготовляется из коррозионно-стойких сталей, поэтому в состав коррозионных отложений входят радионуклиды кобальта, железа, хрома, марганца и др. (табл.6.2).
Таблица 6.2.
Характеристика радиоактивных продуктов коррозии,
входящих в состав отложений
| Реакции образования | Период полураспада | Энергия фотонов, МэВ |
| 58Fe(n, γ)59Fe | 45,1 сут. | 1,1; 1,29 |
| 50Cr(n, γ)51Cr | 27,8 сут. | 0,32 |
| 55Мп(п, γ)5δΜn | 2,58 ч | 0,846; 1,81; 2,11 |
| 54Fe(n, р)54Мn | 312,3 сут | 0,835 |
| 59Co(n, γ)60Co | 5,25 года | 1,17; 1,33 |
| 58Ni(n, p)58Co | 70 сут | 0,511; 0,81 |
| 94Zn(n, γ)95Ζn | 64 сут | 0,72; 0,75 |
| 109Ag(n, γ)110mAg | 250,4 сут | 0,66; 0,88; 0.94; 1.38 |
Радионуклиды отложений образуются из химических элементов, входящих в состав этих сталей, сплавов циркония и других материалов, применяемых в реакторостроении.
Наибольший вклад в мощность дозы вносит Со. Вклад продуктов деления в мощность дозы незначителен и, как правило, не превышает 10%.
С увеличением времени эксплуатации АЭС активность отложений на оборудовании растет и вместе с этим возрастает мощность дозы γ-излучения вблизи трубопроводов первого контура. На остановленном реакторе ВВЭР-440 после 1 года эксплуатации она составляет 10 — 20 мкР/с (0,1 — 0,2 мкЗв/с), через 3 года — 70 — 100 мкР/с (0,7 — 1 мкЗв/с), а в отдельных участках контура до 500 — 1000 мкР/с (до 5 — 10 мкЗв/с).
Кроме ядерного реактора и оборудования первого контура мощным источником ионизирующих излучений являются: бассейны выдержки с отработанным ядерным топливом; системы спецводоочистки и их оборудование; детали и механизмы СУЗ; датчики КИП и радиационного технологического контроля, связанные с измерением параметров первого контура.
Второй контур и различные вспомогательные технологические контуры могут быть источниками излучения, если будет происходить протечка в них теплоносителя из основного технологического контура (например, при разгерметизации коллектора или теплообменных трубок в парогенераторе).
Кроме внешнего нейтронного и γ-излучения радиационную обстановку на АЭС определяют радиоактивные газы и аэрозоли, присутствующие в воздухе рабочих помещений. Они выделяются в воздух в результате протечек технологических сред АЭС или при вскрытии оборудования технологических контуров для ремонта.
Радиоактивные газы — это прежде всего ИРГ, т. е. радионуклиды Kr, Xe и Ar, а также радионуклиды йода и тритий. Наибольшую опасность при протечках теплоносителя представляет йод, так как его в теплоносителе сравнительно много. Попав в воздух, а затем в организм, он облучает в основном щитовидную железу. Для ИРГ, попадающих в воздух, определяющим является не внутреннее, а внешнее β-, γ-излучение из объема воздуха.
Радиоактивные аэрозоли представляют собой взвешенные в воздухе (в виде тумана или дыма) мельчайшие твердые или жидкие частицы радиоактивных веществ — активированных продуктов коррозии или продуктов деления. Поскольку почти все эти нуклиды при распаде испускают γ-кванты, то в воздухе рабочих помещений появляются источники внешнего γ-и β-излучения. Внешнее облучение в данном случае обусловлено излучением объемного источника. Поступление газов и аэрозолей внутрь организма с вдыхаемым воздухом создает опасность внутреннего облучения.
Барьерами, ограничивающими распространение продуктов деления в помещения АЭС, служат топливная матрица, оболочки ТВЭЛов и контур теплоносителя. Однако идеально герметичных оболочек ТВЭЛов не бывает. Что касается контура теплоносителя, то технологические системы, содержащие его, сконструированы таким образом, чтобы обеспечить изоляцию радионуклидов, попавших в теплоноситель через дефекты в оболочках ТВЭЛов. Для этого часть теплоносителя непрерывно направляется на очистку в специальную систему водоочистки. Из барботажного и других баков и емкостей с жидкими радиоактивными средами сдувки газов направляют в специальную систему газоочистки.
Большие концентрации аэрозолей образуются в период планово-предупредительного ремонта (ППР) и перегрузки топлива, когда проводятся такие радиационно-опасные работы как: разуплотнение главного разъема реактора, зачистка гнезд шпилек этого разъема, шлифовка металла корпуса реактора, зачистка, сварка и шлифовка в парогенераторе, дезактивация парогенераторов и главных циркуляционных насосов и т.п. В этот период при выполнении некоторых из перечисленных работ суммарная концентрация аэрозолей в местах проведения работ может кратковременно повышаться до 70 — 3000 Бк/м3.
Опыт эксплуатации АЭС показывает, что обычно наблюдающиеся концентрации радиоактивных газов и аэрозолей в помещениях АЭС такие, что они не вносят заметного вклада в дозу как внешнего, так и внутреннего облучения. Наблюдаемые концентрации газов и аэрозолей в рабочих помещениях настолько малы, что годовое поступление их внутрь организма не превышает 1/300 — 1/15 допустимого.
ОРГАНИЗАЦИЯ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ НА АЭС
В соответствии с законом Украины "Об использовании ядерной энергии и радиационной безопасности" категории радиационная безопасность и радиационная зашита характеризуются следующими определениями:
· радиационная безопасность — соблюдение допустимых пределов радиационного воздействия на персонал, население и окружающую природную среду, установленных нормами, правилами и стандартами по безопасности;
· радиационная защита — совокупность радиационно-гигиенических, проектно-конструкторских, технических и организационных мер, направленных на обеспечение радиационной безопасности.
Таким образом, радиационная безопасность — это цель, достижение которой является обязательной при эксплуатации АЭС, а радиационная защита — средство достижения этой цели.
Радиационная зашита при проведении работ, связанных с использованием ядерных установок и источников ионизирующих излучений, основывается на следующих основных принципах:
§ не может быть разрешена никакая деятельность, если преимущество от такой деятельности меньше, чем возможный причиненный ею ущерб;
§ величина индивидуальных доз, количество облучаемых лиц и вероятность облучения от любого конкретного источника ионизирующих излучений должны иметь самые низкие показатели, которых можно практически достичь с учетом экономических и социальных факторов;
§ облучение отдельных лиц от всех источников и видов деятельности не должно превышать установленных дозовых пределов по нормам, правилам и стандартам по радиационной безопасности.
Общее руководство по обеспечению радиационной безопасности АЭС возглавляет ее директор, на которого возлагается ответственность за разработку Программы радиационной защиты АЭС и организацию контроля ее выполнения. Главный инженер АЭС персонально отвечает за организацию и техническое обеспечение радиационной безопасности, выполнение Программы радиационной защиты АЭС. Руководители подразделений АЭС несут персональную ответственность за изучение и выполнение подчиненным персоналом правил и инструкций по радиационной безопасности, Программы радиационной защиты АЭС.
Радиационный контроль — это часть организационных и технических мер радиационной защиты АЭС, направленных на контроль за соблюдением норм радиационной безопасности и основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений, а также получение, обработку и представление измерительной информации о состоянии радиационной обстановки во всех режимах эксплуатации АЭС.
Радиационный контроль на АЭС выполняется по следующим основным направлениям:
• контроль защитных барьеров на пути распространения радионуклидов;
• технологический контроль сред эксплуатации оборудования;
• дозиметрический контроль;
• контроль окружающей среды;
• контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений.
Радиационный контроль защитных барьеров включает в себя контроль объемной активности реперных радионуклидов или их групп:
• в теплоносителе основного циркуляционного контура, что характеризует герметичность оболочек ТВЭЛов;
• в технологических средах или в воздухе производственных помещений, связанных с оборудованием основного циркуляционного контура, что характеризует его герметичность.
• в выбросах за пределы АЭС, что характеризует герметичность последнего защитного барьера АЭС.
Радиационный контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений включает в себя:
§ контроль уровня загрязнений радиоактивными веществами поверхностей производственных помещений и оборудования, кожных покровов, обуви, производственной одежды, средств индивидуальной защиты персонала при пересечении ими границы зоны строго режима;
§ контроль уровня загрязнения радиоактивными веществами выносимых и вывозимых с АЭС оборудования и материалов, транспортных средств при пересечении ими границы территории АЭС;
§ контроль уровня загрязнения радиоактивными веществами личной одежды и обуви персонала при пересечении ими границы территории АЭС.
Радиационный контроль окружающей среды включает в себя:
§ контроль активности и радионуклидного состава организованного выброса в атмосферу - аэрозолей, изотопов йода в аэрозольной и молекулярной фракциях и инертных радиоактивных газов;
§ контроль активности и радионуклидного состава атмосферных выпадений с помощью планшетов;
§ контроль активности и нуклидного состава сбросов во внешнюю среду,
§ контроль активности и нуклидного состава жидких и твердых радиоактивных отходов;
§ контроль активности и радиоактивного состава утечки радиоактивных веществ из хранилищ твердых отходов (XTO) и хранилищ жидких отходов (ХЖО);
§ контроль мощности дозы гамма-излучения и годовой дозы на местности в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения.
Радиационный технологический контроль включает в себя:
§ контроль объемной активности технологических сред, в том числе до и после фильтров спецводоочистки и спецгазоочистки;
§ контроль объемной активности аэрозолей, инертных радиоактивных газов в необслуживаемых помещениях, локализующих и вентиляционных системах.
Радиационный дозиметрический контроль включает в себя:
· контроль индивидуальных и коллективных доз внешнего облучения персонала;
· контроль содержания радиоактивных веществ в организме работающих;
· контроль мощности дозы гамма-излучения в обслуживаемых, периодически обслуживаемых помещениях и на промплощадке АЭС;
· контроль мощности дозы нейтронов в центральном зале реактора, в смежных с реактором помещениях и на участках обращения со свежим и отработанным топливом;
· контроль объемной активности и нуклидного состава радиоактивных газов и аэрозолей в воздухе производственных помещений;
· контроль плотности потока бета-излучения в обслуживаемых, периодически обслуживаемых помещениях и на промплощадке АЭС.
Кроме перечисленных видов контроля могут быть организованы другие дополнительные и специальные виды радиационного контроля для получения дополнительного и углубленного изучения радиационной обстановки при выполнении нестандартных технологических операций или при работах, связанных с ликвидацией последствий радиационных аварий на АЭС.
Объем радиационного контроля АЭС — это перечень характеристик параметров радиационного контроля, в который включаются, прежде всего, виды контролируемых радиационных параметров и физических величин, число точек контроля, периодичность измерения, методы и средства измерений.
Основным документом, в котором определен плановый объем радиационного контроля АЭС, является регламент радиационного контроля АЭС.
Объем радиационного контроля должен быть первоначально разработан и утвержден в установленном порядке на стадии проектирования АЭС.
Для оптимизации объема контроля на АЭС необходимо четко сгруппировать контролируемые параметры и выработать обобщенные критерии радиационной безопасности эксплуатации АЭС, связывающие параметры радиационной обстановки с объемной активностью теплоносителя первого контура, значением протечек, продолжительностью эксплуатации и другими характеристиками оборудования. Оптимизация объема радиационного контроля может проводиться по мере накопления персоналом опыта эксплуатации АЭС.
Атомная станция может функционировать в следующих режимах и состояниях:
Ø режим нормальной эксплуатации;
Ø режим отклонения от нормальной эксплуатации;
Ø режим проектной аварии;
Ø режим запроектной аварии;
Ø состояние ликвидации последствий аварии;
Ø режим снятия с эксплуатации.
Режим нормальной эксплуатации — основной режим работы АЭС. В то же время безопасность АЭС в любой момент времени определяется следующими факторами:
ü готовностью персонала и оборудования к предотвращению проектных аварий;
ü готовностью персонала и оборудования к работе при проектных авариях;
ü вероятностью возникновения запроектных аварий;
ü готовностью персонала и оборудования к работе в условиях запроектных аварий.
Радиационная безопасность во всех режимах эксплуатации АЭС обеспечивается следующими методами и средствами:
· организационно-управленческие методы, включающие в себя методы организации труда, подготовки персонала, проверки состояния радиационной безопасности, а также весь процесс принятия решений по обеспечению радиационной безопасности, начиная отисполнителя работ и заканчивая руководством эксплуатирующей организации;
· ехнические средства, включающие в себя оборудование, сооружения, конструкции, предназначенные для удержаний радиоактивных веществ и ионизирующих излучений в заданных границах;
· радиационно-гигиенические средства, включающие в себя оборудование, сооружения, средства индивидуальной зашиты, предназначенные для снижения радиационного воздействия на человека;
· информационно-обеспечивающие средства, включающие в себя все приборы, датчики, системы баз данных, предназначенные для получения, обработки, использования и хранения информации необходимой для качественного обеспечения радиационной безопасности.
До начала эксплуатации АЭС ее объекты должны быть приняты комиссией в составе представителей заинтересованной организации, органов Государственного санитарного надзора, технической инспекции профсоюза, органов внутренних дел. Комиссия устанавливает соответствие принимаемых объектов проекту и требованиям действующих норм и правил, наличие условий радиационной безопасности для персонала и населения, обеспечение условий сохранности радиоактивных веществ и решает вопрос о возможности эксплуатации объекта и получения учреждением источников ионизирующих излучений.
Хранение и проведение работ с источниками ионизирующих излучений разрешается только после оформления санитарного паспорта. Санитарный паспорт на право работы с источниками ионизирующего излучения оформляют местные органы Госсаннадзора на основании акта приемки новых (реконструированных) учреждений или акта санитарного обследования действующих учреждений. Копия санитарного паспорта направляется для регистрации в органы внутренних дел.
Администрация учреждения обязана разработать, согласовать с органами Госсаннадзора и утвердить инструкции по радиационной безопасности в учреждении. В этих инструкциях излагаются порядок проведения работ, учета, хранения и выдачи источников излучения, сбора и удаления радиоактивных отходов, содержания помещений, меры индивидуальной защиты, организации проведения радиационного контроля, меры радиационной безопасности при работах с источниками ионизирующих излучений, меры предупреждения, выявления и ликвидации радиационной аварии.
С целью обеспечения радиационной безопасности АЭС на каждой станции создаются службы радиационной безопасности.
В процессе нормальной эксплуатации АЭС службами радиационной безопасности решаются следующие основные задачи:
§ организация и осуществление всех видов радиационного контроля;
§ установление контрольных уровней внешнего и внутреннего облучения персонала, параметров радиационной обстановки на АЭС;
§ участие в планировании любой деятельности, которая может привести к облучению персонала, превышающему контрольные уровни;
§ разработка и принятие необходимых мер для предотвращения возникновения возможных аварийных ситуаций;
§ организация обеспечения радиационной безопасности и охраны окружающей среды при эксплуатации оборудования, применяемого на АЭС;
§ контроль соблюдения всеми подразделениями, включая подрядчиков, действующих правил и норм по безопасности в зоне действия АЭС;
§ разработка организационных и технических мероприятий по радиационной защите персонала и населения на случай аварии;
§ разработка Программы радиационной защиты и инструкций по радиационной безопасности;
§ участие в экспертизе проектных решений по вопросам радиационной безопасности;
§ организация поверки, калибровка и ремонт технических средств радиационного контроля;
§ проведение анализа причин изменения радиационной обстановки в помещениях станции и на территории окружающей ее, причин облучения персонала, а также эффективности внедрения мероприятий по нормализации радиационной обстановки в помещениях, снижению доз облучения персонала, улучшению санитарно-бытовых условий и охране окружающей среды;
§ участие, совместно с руководителями цехов, отделов и смен, в расследовании случаев облучения персонала дозами, превышающими установленные;
§ участие в подготовке и разработке программ обучения по вопросам безопасности;
§ выдача заключения на техническую документацию о соответствии ее требованиям правил безопасности и охраны окружающей среды;
§ рассмотрение технологии выполнения радиационно-опасных работ, разработка и выдача рекомендаций по улучшению условий труда и повышению безопасности выполнения работ, по снижению индивидуальных и коллективных доз облучения персонала;
§ разработка и пересмотр в сторону ужесточения контрольных уровней по радиационной обстановке;
§ контроль проведения и результатов медицинского обследования персонала;
§ организация информационного обеспечения по вопросам, связанным с радиационной безопасностью.
Как правило, службы радиационной безопасности имеют следующие права:
· выдавать предписания и указания руководителям структурных подразделений АЭС по выполнению плановых мероприятий в области безопасности и улучшения условий труда, по устранению нарушений правил РБ и санитарных норм;
· запрещать производство работ в случаях, если на участках и оборудовании создались условия, опасные для жизни и здоровья работающих, или если продолжение выполнения работ может привести к аварийной ситуации;
· запрещать использование неисправного или загрязненного выше допустимого уровня рабочего инструмента, приспособлений и других видов оснастки;
· участвовать в работе комиссий по приемке в эксплуатацию нового оборудования, сооружений и хранилищ;
· требовать от руководителей подразделений своевременного расследования случаев ухудшения радиационной обстановки.
В соответствии с ОСП-72/87 и СПАС-88 одной из важных организационных мер радиационной защиты является строгое соблюдение режима зон. Это значит, что все здания, сооружения и промышленная площадка АЭС должны быть разделены на чистую зону и зону возможного загрязнения (зону строгого режима). При этом должен осуществляться строгий контроль пересечения установленных границ зон людьми и радиоактивными материалами. При необходимости должны быть организованы и оборудованы санпропускники и саншлюзы с целью принудительного дозиметрического контроля проходящего через них персонала.
Другой важной мерой радиационной защиты является выдача разрешений-нарядов на производство работ в зоне строгого режима. Перечни работ, выполняемых по нарядам, определяются распоряжением главного инженера АЭС.
Четкая организация работы службы радиационной безопасности в условиях нормальной эксплуатации является залогом безопасности всех видов работ и в других режимах, в том числе в аварийных режимах эксплуатации АЭС.
КЛАССИФИКАЦИЯ ЗАЩИТ И МАТЕРИАЛОВ ЗАЩИТЫ
Защитой называется любая среда (материал), располагаемый между источником и зоной размещения персонала или оборудования для ослабления потоков ионизирующих излучений.
Защиту принято классифицировать по следующим признакам: по назначению, типу, компоновке, форме и геометрии.
Назначение защиты: уменьшение дозы облучения персонала до предельно допустимых уровней (биологическая зашита), уменьшение степени радиационных повреждений различных объектов, подвергающихся облучению, до допустимых уровней (радиационная зашита) и снижение радиационного энерговыделения в защитных композициях до допустимых уровней (тепловая защита).
Тип защиты:
· сплошная — полностью окружает источники излучения;
· раздельная — состоит из первичной, окружающей источник излучения (например, активную зону ядерного реактора), и вторичной, предназначенной для защиты от источников излучения, находящихся между ней и первичной защитой (например, система теплоносителя ядерного реактора);
· теневая — размещается между источником излучения и защищаемой областью, размеры которой определяются "тенью", отрабатываемой "защитой";
· частичная — ослабленная зашита в направлениях с повышенными допустимыми уровнями облучения (например, для областей ограниченного доступа персонала).
Компоновка защиты: гомогенная — защита состоит из одного материала, гетерогенная — из набора различных материалов.
Форма внешней поверхности защиты наиболее часто бывает плоской, цилиндрической и сферической.
Геометрия защиты подразделяется на: бесконечную, полубесконечную, барьерную и ограниченную.
На практике бесконечной защитой (рис.6.7,а) считается такая зашита, при которой добавление любого количества материала в любом месте к ограниченной среде, внутри которой находятся источник и детектор, не изменит показания детектора. Полубесконечная защита образуется, если отсечь плоскостью AA или BB. нормальной к прямой источник-детектор, часть среды со стороны источника (рис.6.7.6) или детектора (рис.6.7,в). Барьерная геометрия (рис.6.7,г) получится, если отсечь части среды со стороны источника и детектора. Под ограниченной (рис.6.7,д) понимается геометрия, у которой ни один из поперечных размеров (размер в плоскости, перпендикулярной прямой источник-детектор, или параллельной ей) не может быть принят за бесконечный.
Изменения в геометрии защиты при фиксированных других параметрах влияют лишь на рассеянное излучение, так как вклад в показания детектора нерассеянных частиц зависит только от количества вещества, находящегося на прямой источник-детектор. Наибольшее значение регистрируемой величины G. обусловленной рассеянными частицами, будет иметь место в бесконечной геометрии G00, несколько меньшим — в полубесконечной среде 
, еще меньшим — в барьерной геометрии G6ар и минимальным — в ограниченной среде Gогр, то есть:
(6.7)
Это хорошо видно из рис. 6.7, на котором в приближении однократного рассеяния сплошными линиями условно показаны траектории частиц, испускаемых источником S и регистрируемых детектором D. Штриховыми линиями обозначены траектории частиц, которые из-за ограниченности зашиты не испытывают рассеяний и, естественно, не могут быть зарегистрированы детектором.
Рис. 6.7. Геометрия защит и типичные траектории нерассеянных и рассеянных частиц.
Необходимо отметить, что именно учет рассеянного в веществе излучения представляет наибольшие трудности в задачах переноса излучений через среды.
По ядерному составу и, следовательно, по общности процессов взаимодействия излучений с материалом, а также по его основному назначению, материалы защиты подразделяют на три группы: легкие; состоящие в основном из элементов со средним значением атомного номера и тяжелые. В первых двух группах выделяют две подгруппы материалов: содержащие и не содержащие водород. Основное назначение материалов первой группы — ослабление плотности потока нейтронов, главным образом, промежуточных энергий. Нейтроны замедляются в таких материалах в результате упругих рассеяний на ядрах водорода (первая подгруппа) и на ядрах других легких элементов (вторая подгруппа).
Материалы второй группы предназначены для защиты как от γ-излучения, так и нейтронов. Основным показателем защитных свойств материала по отношению к γ-излучению служит линейный коэффициент ослабления плотности (мощности дозы) γ-излучения. Чем выше плотность материала тем больше μ (коэффициент ослабления), тем более высокими защитными свойствами обладает материал. Нейтроны замедляются как в результате упругих (особенно, если материал содержит водород), так и неупругих рассеяний. Защитные свойства этих материалов улучшаются в результате введения в них тяжелого компонента (железа, бария и др.).
Материалы третьей группы предназначены для защиты от γ-излучения и быстрых нейтронов, γ-излучение ослабляется за счет увеличения плотности материала, а нейтроны замедляются в результате неупругих рассеяний.
ТЕХНИЧЕСКИЕ СРЕДСТВА РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ
Безопасность атомной станции должна обеспечиваться за счет последовательной реализации принципа глубоко эшелонированной защиты, основанного на применении системы барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду и системы технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности и непосредственно по защите населения.
Система барьеров включает: топливную матрицу, оболочки ТВЭЛов, границу контура теплоносителя, охлаждающего активную зону, герметичное ограждение локализующих систем безопасности. Состояние каждого из этих барьеров контролируется в процессе эксплуатации АЭС и поддерживается на уровне, соответствующем требованиям действующих нормативных документов по безопасности АЭС.
Снижение мощности эквивалентной дозы от внешнего ионизирующего излучения до уровня, не превышающего допустимый во всех режимах работы АЭС, осуществляется экраном биологической защиты.
Защитный материал выбирают с учетом защитных и механических свойств, а также его стоимости, массы и объема. Помимо защитных свойств, материал должен быть конструкционно-прочным; иметь высокую радиационную и термическую стойкость, огнестойкость, жаростойкость, химическую инертность; не выделять под действием нагрева и облучения ядовитых и взрывоопасных с резким запахом газов; сохранять стабильные размеры. Необходимо также учитывать простоту монтажа, возможность механической обработки, стоимость и доступность материалов.
Защитные свойства материалов от нейтронного излучения определяются их замедляющей и поглощающей способностью, степенью активации. Быстрые нейтроны наиболее эффективно замедляются веществами с малым атомным номером, такими как графит и водородсодержащие вещества (легкая и тяжелая вода, пластмассы, полиэтилен, парафин). Для эффективного поглощения тепловых нейтронов применяются материалы, имеющие большое сечение поглощения: соединения с бором — борная сталь, бораль, борный графит, карбид бора, а также кадмий и бетон (на лимонитовых и других рудах, содержащих связанную воду).
Гамма-излучение наиболее эффективно ослабляется материалами с большим атомным номером и высокой плотностью (свинец, сталь, бетон, магнетитовые и другие руды, свинцовое стекло).
На АЭС в качестве материала для биологической защиты обычно используется бетон, металлические конструкции и вода.
Рассмотрим некоторые материалы, получившие широкое применение в качестве защиты от нейтронного и гамма-излучения.
Вода используется не только как замедлитель нейтронов, но и как защитный материал от нейтронного излучения вследствие высокой плотности атомов водорода. После столкновений с атомами водорода быстрый нейтрон замедляется до тепловой энергии, а затем поглощается средой. При поглощении тепловых нейтронов ядрами водорода по реакции H(n,γ)D, возникает захватное γ-излучение с энергией E =2,23 МэВ. Захватное γ-излучение можно значительно снизить, если применить борированную воду. В этом случае тепловые нейтроны поглощаются бором по реакции B(n,α)Li, а захватное излучение имеет энергию E = 0,5 МэВ. Конструктивно водяную защиту выполняют в виде заполненных водой секционных баков из стали или других материалов.
Полиэтилен (р = 0,93 г/см3, nн= 7,92 ·1022 ядер/см3) — термопластичный полимер (CnH2n), является лучшим замедлителем, чем вода. Полиэтилен можно применять на таких участках защиты, где его температура будет меньше температуры размягчения, равной 368К. Полиэтилен применяют в виде листов, лент, прутков и т.п. При использовании полиэтилена необходимо учитывать его высокий коэффициент линейного расширения (в 13 раз больше, чем у железа). С повышением температуры полиэтилен размягчается, а затем загорается, образуя двуокись углерода и воду. Защитные свойства от γ-излучения примерно такие же, как у воды. Для уменьшения захватного γ-излучения в полиэтилен добавляют борсодержащие вещества
Из других водородсодержащих веществ используют различные пластмассы (полистирол, полипропилен) и гидриды металлов.
Графит находит широкое применение в реакторах на тепловых нейтронах в качестве замедлителя и отражателя. Он обладает достаточной прочностью, легко поддается механической обработке, используется в защите в виде блоков. Однако стойкость графита к окислению низка, в результате чего он становится хрупким. Кроме того, при облучении нейтронами кристаллическая решетка графита повреждается, что отражается на его физических свойствах. Для повышения стойкости графита к окислению до температуры 800 — 1250 K производится покрытие его поверхности пленкой из фосфатного стекла. При температуре свыше 400 K графит используют в инертной среде.
Карбид бора хрупок, обладает высокой термостойкостью. Рабочая температура на воздухе до 800 K, в инертной среде до 1800 K. При поглощении тепловых нейтронов в результате ядерной реакции B(n,α)Li образуются гелий и литий. Скопление гелия в порах при высокой температуре может привести к увеличению давления в газовой полости, вследствие чего возникают трещины в материале. Присутствие лития в борсодержащем материале снижает его коррозионные свойства.
Содержание бора в легированной стали не должно превышать 3%, при более высоком его содержании сталь становится хрупкой и плохо обрабатывается. С использованием бора изготовляют дисперсионные материалы, например бораль, борный графит и др.
Бораль изготовляют из листов алюминия, между которыми засыпают порошкообразную смесь карбида бора с алюминием. Затем всю массу прокатывают в горячем состоянии. Лист бораля толщиной 0,44 см с массовым содержанием B4C до 30% снижает плотность потока тепловых нейтронов в 1000 раз. Бораль обладает удовлетворительной теплопроводностью, его плотность сохраняется до температуры 1100 K. Бораль хорошо обрабатывается, легко сваривается в атмосфере гелия.
Борный графит гораздо дешевле бораля. Как и бораль, он обладает хорошими поглощающими свойствами и малой остаточной активностью. Лист из борного графита толщиной 2,5 см (с массовым содержанием бора до 4%) ослабляет плотность потока тепловых нейтронов в 400 раз.
Железо используется для защиты в виде изделий из стали и чугуна (прокат, поковка, дробь). Сталь (углеродистая и с легирующими элементами) является основным конструкционным материалом для изготовления узлов реакторных установок (корпус реактора, тепловая и радиационная защита, трубопроводы, различные механизмы, арматура для защиты из других материалов и т.п.). Она относится к материалам, в которых хорошо сочетаются конструкционные и защитные свойства. Масса зашиты из стали от γ-излучения на 30% больше массы эквивалентной свинцовой защиты, однако повышенный расход материала компенсируется лучшими конструкционными характеристиками стали. В качестве защиты от нейтронного излучения сталь более эффективна, чем свинец. Однако при использовании стали в качестве конструкционного материала для реактора необходимо учитывать и ее недостатки. Под действием тепловых нейтронов железо, являющееся основной составной частью стали, активируется с образованием радионуклида 55Fe (Т1/2=45,1 сут), излучающего фотоны (Eγ1= 1,1 МэВ; Eγ2=1,29 МэВ). Кроме того, при захвате нейтронов атомами железа возникает захватное γ-излучение (Eγ =7,7 МэВ). Иногда при несовершенной конструкции реакторной установки захватное γ-излучение, возникающее в железных конструкциях тепловой защиты, является определяющим при выборе зашиты от излучения. К недостаткам железа как защитного материала относится плохое ослабление нейтронов промежуточных энергий. При защите следует обращать внимание на со держание в стали марганца, тантала и кобальта, так как наведенная γ-активность определяется в основном содержанием этих элементов стали. Сталь, подвергающаяся облучению нейтронами высокой плотности, должна содержать не более 0,2% марганца, а тантал и кобальт могут находиться лишь в виде следов.
Захватное γ-излучение и остаточную активность можно в значительной степени уменьшить, если добавить в сталь борное соединение и получить борную сталь. Бор интенсивно поглощает тепловые нейтроны, при этом образуются легко поглощаемое γ-излучение (E =0,5 МэВ) и α-частицы. Борная сталь по механическим свойствам хуже конструкционной стали. Она очень хрупка и трудно поддается механической обработке.
Свинец используется для защиты в виде отливок (очехлованных стальными листами), листов, дроби. Из имеющихся дешевых материалов свинец обладает наиболее высокими защитными свойствами от γ-излучения. Его целесообразно использовать при необходимости ограничения размеров и массы защиты. Применение свинца ограничивается низкой температурой плавления (600 К). Защитные материалы вольфрам, тантал могут использоваться в горячих зонах, в которых применение свища исключается. Использовать эти металлы для защиты промышленных реакторов нецелесообразно, так как они крайне дороги.
Кадмий хорошо поглощает нейтроны с энергией меньше 0,5 эВ. Листовой кадмий толщиной 0,1 см снижает плотность потока тепловых нейтронов в 109 раз. При этом возникает захватное γ-излучение с энергией до 7,5 МэВ. Кадмий не обладает достаточно хорошими механическими свойствами. Поэтому чаще применяют сплав кадмия со свинцом, который наряду с хорошими защитными свойствами от нейтронного и γ-излучений имеет лучшие механические свойства по сравнению со свойствами чистого кадмия.
Бетон является основным материалом для защиты от излучений, если масса и размер защиты не ограничиваются другими условиями. Бетон, применяющийся для защиты от излучений, состоит из заполнителей, связанных между собой цементом. В состав цемента в основном входят окислы кальция, кремния, алюминия, железа и легкие ядра, которые интенсивно поглощают γ-излучение и замедляют быстрые нейтроны в результате упругого и неупругого столкновений. Ослабление плотности потока нейтронов в бетоне зависит от содержания воды в материале защиты, которое определяется в основном типом используемого бетона. Поглощение нейтронов бетонной защитой может быть значительно увеличено введением соединения бора в состав материала защиты. Поглощающая способность γ-излучения зависит от плотности бетона, которая может составлять 2,1 — 6,6 т/м3. Наибольшая плотность бетона получается при использовании в качестве заполнителя железного скрапа (стальных шариков, проволоки, обрезков стального лома), наименьшая — при использовании песка и гравия. Конструкция бетонной защиты может быть монолитной (для больших реакторов) или состоять из отдельных блоков (небольших реакторов). Для снижения выхода захватного γ-излучения в бетон вводят вместо заполнителя до 3% B4C.
В зависимости от применяемых заполнителей и условий эксплуатации бетона выделяют его следующие типы:
Строительный бетон (р=2,2 —2,3 т/м3) используют для изготовления защиты, которую эксплуатируют при низкой температуре или при наличии системы охлаждения. Заполнителем является гранит, известняк и др. Для затвердения бетона применяют воду.
Лимонитовые бетоны (р=2,4 — 3,2 т/м3) изготовляют на лимонитовых (2FeO3·SH2O — 65%, H2O — 12%) заполнителях. При T=500 K теряют 25% связанной воды.
Серпентинитовый бетон (р=2,5 — 2,7 т/м3) изготовляют из серпентинитовых (3MgO·SiO2·2H2O с примесями Al2O3, FeO, Fe2O3) заполнителей. При Т=780 К теряет связанную воду. Рабочая температура бетона 750 K. Для улучшения защитных свойств бетона добавляют в виде заполнителя железную дробь или металлический песок.
Бруситовый бетон (р=2,1 — 2,2 т/м3) изготовляют из Mg(OH)2 с примесями CaO и SiO2, содержащих до 30% воды, которая теряется при Т=650 К. Рабочая температура бетона Т = 600 К.
Магнетитовые бетоны (р = 3 т/м3) изготовляют из магнетитовых (Fe3O4) заполнителей. Если вода содержится только в виде воды затвердевания, бетон не отличается от обычного строительного бетона. Бетон используется при T=300 K.
Хромитовые бетоны (р=3,2 — 3,3 т/м3) состоят из хромитовых заполнителей FeCrO4 и используются как жароупорный бетон с рабочей температурой T=1100 K.
Баритовые бетоны (р = 3,0 — 3,6 т/м3) приготавливают из 80 — 85% BaSO4 и используют как строительный материал. Вода содержится в виде воды затвердевания.
КОНСТРУКЦИЯ БИОЛОГИЧЕСКОЙ ЗАЩИТЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
Для снижения доз нейтронного и γ-излучений до предельно допустимого значения реакторы окружаются биологической защитой. Потоки нейтронов и γ-излучения на выходе из активной зоны превосходят предельно допустимые в миллионы и миллиарды раз.
В зависимости от назначения и типа реактора защита может быть сплошной и раздельной. При проектировании новых АЭС последнему виду защиты отдают предпочтение.
При сплошной защите реактор и его система охлаждения (первый контур, парогенератор, циркуляционный насос и др.) окружены со всех сторон. При раздельной защите реактор и система охлаждения имеют самостоятельную защиту, т. е. они находятся в разных помещениях. Это позволяет обслуживать их во время остановки реактора.
При раздельной защите различают первичную защиту (защита активной зоны реактора) и вторичную защиту (защита системы охлаждения реактора).
Первичная защита предназначена для ослабления плотности потока нейтронов из активной зоны реактора, чтобы не допустить активации теплоносителя второго контура и значительной наведенной активности в конструкциях и оборудовании. Это обеспечивает необходимый доступ к реактору. Первичная защита должна ослабить плотность потока нейтронов до такой степени, чтобы свести к минимуму γ-излучение, возникающее при захвате нейтронов вторичной защитой. Кроме того, защита должна снизить остаточную активность активной зоны остановленного реактора, чтобы был обеспечен доступ к оборудованию, расположенному между первичной и вторичной защитами.
Вторичная защита предназначена для снижения плотности потока γ- и нейтронного излучения до предельно допустимого значения, для предотвращения прострела излучения через ослабленные места первичной защиты (например, на выходе трубопроводов из реактора), а также для создания барьера, чтобы загрязненный воздух из реакторного зала не попадал в помещения, где находятся люди.
При проектировании защиты реактора следует всегда учитывать теневую защиту — самоэкранируюшие свойства компонентов (парогенератора, пульта управления, коридоров и др.), которые расположены вблизи реактора. Следовательно, некоторые участки обслуживаемых помещений защищаются естественными экранами и находятся как бы в тени защиты. Теневая защита может полностью поглотить прямое излучение, падающее от реактора на внутреннюю поверхность вторичной защиты. В этом случае на участке теневой зашиты толщина вторичной защиты делается значительно меньше. Кроме того, теневая защита используется для обеспечения непродолжительного доступа к некоторому оборудованию в помещении, окруженному вторичной защитой, во время работы реактора.
Конструкция биологической защиты реактора зависит от типа реактора.
Биологической защитой для реакторов типа ВВЭР является, прежде всего, сам металлический корпус толщиной 15 — 20 см (рис. 6.8), закрытый сверху крышкой. В средней части корпуса размещена активная зона. Управление реактором осуществляется сверху системой СУЗ, стержни которой проходят через крышку реактора.
Защиту реактора можно разделить на две: внутрикорпусную и внекорпусную. Первая выполняет функции как обычной биологической защиты, так и радиационной защиты корпуса, т.е. защиты, снижающей тепловой поток и плотность потока излучений на корпус до допустимых значений. Внекорпусная защита дополнительно ослабляет плотность потока нейтронов и γ-излучения до значений, определяемых допустимой мощностью дозы за зашитой. Внутрикорпусная защита в радиальном от активной зоны направлении обычно представляет собой ЖВЗ (железо-водную защиту), т.е. чередующиеся слои стали и воды, причем первый от активной зоны слой стали — это так называемая шахта активной зоны, т.е. стальная цилиндрическая конструкция, ограничивающая активную зону. Толщина ЖВЗ 35 — 50 см. Например, в реакторе ВВЭР-440 толщина радиальной радиационной зашиты 48 см, из которых 24 см — вода. Зашита вверх обеспечивается слоем воды, крышкой и другими защитными устройствами. Так как толщина защитного слоя воды достаточно большая (у ВВЭР-440 — 60 см), то для радиационной защиты крышки каких-либо дополнительных слоев не требуется. При необходимости здесь также можно установить стальные листы. Вниз от активной зоны радиационная защита — вода или ЖВЗ.
Рис. 6.8. Конструкция защиты реактора ВВЭР-440:
1— корпус реактора;
2— защита из воды (бак с водой);
3— бетонная шахта реактора (обычный строительный бетон).
За пределами корпуса защита выполняется из бетона или из воды и бетона. Например, в радиальном направлении на АЭС с ВВЭР-440 (в более ранних вариантах) размещали стальной кольцевой бак, заполненный водой (95 см воды и около 2,5 см стали), а за ним слой бетона (300 см). На более поздних конструкциях и на АЭС с ВВЭР-1000 предусмотрена сухая боковая зашита: вместо бака с водой слой серпентинитового бетона, охлаждаемый специальным технологическим контуром. Вверх от активной зоны в защите применяют различные конструкции и материалы, например защитный бетонный или металлический колпак.
Назначение такого колпака — не только ослабление плотности потока излучения, прошедшего через защиту, но и излучения, прошедшего через зазоры в каналах СУЗ и рассеянного приводами СУЗ. Вниз от активной зоны — защита из бетона.
Боковая бетонная защита образует шахту реактора, между стенками которой и корпусом остается зазор. Этот зазор сверху частично перекрывают бак с водой или
