Ядерные реакторы как источники ионизирующих излучений

При работе реактора его активная зона является источником интенсивного нейтронного и γ-излучения. Излучения других видов (α- и β-излучение, тормозное рентгеновское излучение), образующиеся в активной зоне, практически полностью поглощаются в ней и не выходят за её пределы. Тем более ими можно пренебречь за зоной биологической защиты реактора.

Нейтроны образуются в результате цепной реакции деления ядерного топлива (мгновенные нейтроны), а также испускаются сильно возбуждёнными ядрами дочерних продуктов деления (запаздывающие нейтроны). Мгновенные нейтроны испускаются в процессе деления ядер ²³⁵U, ²³³U, ²³⁹Pu, служащих ядерным топливом. За один акт деления выбрасывается в среднем от 2,5 до 2,9 нейтронов. Запаздывающие нейтроны образуются в существенно меньшем количестве (примерно в 300 раз) и испускаются ядрами дочерних продуктов деления с периодами полураспада от 0,18 до 54,5 с [5].

Средняя энергия нейтронов деления составляет примерно 2 МэВ, наиболее вероятная 0,6-0,8 МэВ, а максимальная 18 МэВ. Энергетический спектр нейтронов деления представлен на рисунке 2.15- a [5]..

а) б)

Рис. 2.15. Энергетические спектры нейтронов деления (а) и

суммарного нейтронного потока в активной зоне реактора (б)

В результате взаимодействия нейтронов с ядрами атомов материалов активной зоны спектр нейтронов изменяет свой вид: в области энергий быстрых нейтронов он практически совпадает со спектром нейтронов деления, в промежуточной области энергий – это спектр замедляющихся нейтронов (1/ Е -спектр), т.е. линейно падающий с ростом энергии, а в тепловой и надтепловой областях он близок к максвелловскому спектру. Конечно, вид спектра зависит от состава и конструкции активной зоны, поэтому суммарный спектр нейтронов в активной зоне реактора, представленный на рисунке 2.15- б является примернымТочное знание спектра нейтронов на границах активной зоны важно для расчёта биологической защиты реактора, а также для правильного управления режимами его работы, поскольку именно в результате потерь энергии нейтронов в замедляющей среде активной зоны и выделяется основная часть энергии.

Гамма-излучение образуется в активной зоне работающего реактора в результате реакции деления ядер урана или плутония (мгновенное γ-излучение), а также при распаде короткоживущих продуктов деления и при захвате нейтронов ядрами различных веществ активной зоны (захватное γ-излучение). Полное количество энергии выделяющееся при одном акте деления в виде γ-излучения составляет 7,2-7,5 МэВ, которое излучается в виде одного или нескольких квантов. Энергетический спектр мгновенного γ-излучения описывается экспонентой [5]:

. (2.13)

Короткоживущими принято считать дочерние продукты распада реакции деления, которые распадаются с испусканием γ-квантов с периодом полураспада до 10 минут. Общее количество таких γ-квантов (в расчёте на один акт деления ядер исходного топлива) примерно соответствует количеству мгновенных γ-квантов. Каждый дочерний продукт деления испускает γ-кванты в количестве и с энергией, характерными именно для данного продукта. Поэтому спектры этих излучений являются дискретными. Но поскольку таких дочерних продуктов в цепочках распадов много, то суммарное энергетическое распределения этого излучения также описывается экспонентой [5]:

. (2.14)

Таким образом спектр суммарного мгновенного и захватного γ-излучения также будет описываться экспонентой:

. (2.15)

Захватное γ-излучение образуется в результате захвата нейтронов ядрами любых веществ. При этом возникает неустойчивое возбуждённое ядро, которое испускает избыточную энергию в виде γ-квантов или за счёт испускания других частиц (а чаще происходит и то, и другое). Таким образом источником захватного γ-излучения могут быть ядра атомов любых материалов из которых состоит активная зона. Спектр этого излучения также является дискретным.

Таким образом, суммарное γ-излучение активной зоны характеризуется непрерывным экспоненциально спадающим с ростом энергии спектром, на фоне которого можно обнаружить наиболее интенсивные пики захватного излучения. Максимальная энергия суммарного γ-излучения не превышает 10 МэВ.

Кроме самой активной зоны реактора источником ионизирующих излучений является технологический контур АЭС.

В настоящее время находящиеся в эксплуатации АЭС работают либо по одноконтурной, либо по двухконтурной схеме. Лишь реакторы на быстрых нейтронах работают по трёхконтурной схеме. По одноконтурной схеме работают реакторы РБМК-1000 (Курская, Ленинградская и Смоленская АЭС), по двухконтурной – ВВЭР-440, ВВЭР-1000 (Балаковская, Волгодонская, Калининская, Кольская и Нововоронежская АЭС), на быстрых нейтронах БН-600 (Белоярская АЭС). Речь здесь идёт о замкнутых контурах теплоносителя. Проходя через активную зону ядерного реактора, теплоноситель (во всех указанных реакторах кроме первого контура реактора на быстрых нейтронах это обычная вода) вода вскипает, превращается в перегретый пар и под давлением подаётся на паровую турбину в одноконтурных реакторах или на парогенератор (фактически теплообменник) в двухконтурных реакторах. После турбины пар используется для предварительного нагрева воды, циркулирующей в первом контуре или для нагрева воды в системе теплоснабжения (если АЭС служит не только для выработки электричества, но и для выработки тепла). Это позволяет с пользой утилизировать сохранившееся тепло в отработанном паре. После теплообменника пар поступает в конденсатор, где конденсируется в воду и она вновь насосами подаётся в активную зону реактора. Сам теплоноситель и содержащиеся в нём примеси (хотя в контуре предусмотрена непрерывная водоочистка, но примеси всё равно остаются), попадая в процессе циркуляции в активную зону реактора, интенсивно облучаются нейтронами и становятся радиоактивными. При распаде радиоактивных ядер выделяется гамма- и другие виды ионизирующих излучений. Однако вследствие малой проникающей способности α- и β-излучения эти виды излучений не выходят за пределы оборудования технологического контура, поэтому технологический контур АЭС можно считать источником только γ-излучения. Дополнительными источниками радиации в теплоносителе являются продукты деления ядерного топлива, проникающие из ТВЭЛов при нарушении герметичности их оболочек. На внутренних стенках оборудования контура теплоносителя (трубопроводы, задвижки, насосы и т.п.) образуются радиоактивные отложения из примесей, содержащихся в теплоносителе (растворённый в воде натрий, продукты коррозии различных элементов технологического контура, вещества поверхностных загрязнений ТВЕЛов и т.д.).

Собственная активность теплоносителя – воды (радиоактивные ядра, образующиеся из ядер кислорода при облучении нейтронами, водород не активируется) может достигать величины 3∙10⁹ Бк/кг (0,1 Ки/кг). Собственная активность расплавленного натрия, который является теплоносителем в первом контуре реактора на быстрых нейтронах, достигает 5-9 Ки/кг. При использовании в качестве теплоносителя воды основная доля собственной активности теплоносителя приходится на нуклид ¹⁶N. Он имеет период полураспада 7,11 с и испускает γ-кванты с энергией 6,13 МэВ при квантовом выходе 76 %. Кроме него образуются нуклиды ¹³N и ¹⁸F, но они не оказывают существенного влияния на радиационную обстановку первого контура.

Когда теплоноситель омывает внутренние поверхности оборудования первого контура, в него поступают продукты коррозии материалов первого контура. Теплоносителем они проносятся через активную зону и становятся радиоактивными. Вместе с другими примесями они откладываются на внутренних стенках оборудования первого контура. Часть их вновь смывается теплоносителем, часть распадается, часть удаляется фильтрами внутриконтурной водоочистки, но взамен происходит постоянное пополнение теплоносителя свежими продуктами коррозии и, таким образом, со временем наступает равновесное состояние. Продукты коррозии содержат много различных компонентов, поскольку оборудование первого контура изготавливается из высококачественных легированных сплавов, и в результате различных ядерных реакций, происходящих в активной зоне, образуется множество разнообразных радиоактивных нуклидов. Самые распространённые из них:

⁵⁹Fe – образуются из нерадиоактивных атомов ⁵⁸Fe и имеют период полураспада 45,1 суток;

⁵⁶Mn – образуются из ⁵⁵Mn и имеют период полураспада 2,58 часа;

⁵⁴Mn – образуются из ⁵⁴Fe и имеют период полураспада 312,3 суток;

⁵¹Cr – образуются из ⁵⁰Cr и имеют период полураспада 27,73 суток;

⁵⁸ Со – образуются из ⁵⁸Ni и имеют период полураспада 70,78 суток;

⁶⁰Со – образуются из ⁶⁰Ni и имеют период полураспада 5,272 лет;

⁹⁵Zr – образуются из ⁹⁴Zr и имеют период полураспада 64,05 суток.

Кроме них могут образовываться радионуклиды меди, цинка, сурьмы, серебра и другие. Все эти металлы существуют в теплоносителе в виде окислов, поступая туда с продуктами коррозии.

Результаты расчётов парциальных активностей различных изотопов в активной зоне ядерных реакторов и их зависимости от времени представлены в справочнике [7].

В начальный период эксплуатации АЭС суммарная активность теплоносителя, продуктов коррозии и отложений быстро растёт, затем рост замедляется за счёт того, что короткоживущие нуклиды приходят в равновесное состояние и дальнейший рост происходит только за счёт дальнейшего накопления долгоживущих нуклидов. Но постепенно и здесь наступает близкое к равновесному состояние.