Атом реакторының қауіпсіздігін жетілдірудің кейбір тәжірибелері

АЭС пайдаланудың радиациялық қауіпсіздігі проблемасы жан-жақты. Оның мазмұны маман физиктер үшін атом қондырғыларын жасай бастағаннан мәлім болатын. Сол уақытта да, қазірде де оның ең бастысы ықтимал жағдайларда белсенді аймақтардағы твелдердің артық жануы болып табылады. Бұл, біріншіден, апаттық қорғаныстың автоматтық жүйесіне, реактордың сигнализациясына, екіншіден, реактордың қалыпты жұмысы кезіндегі және реактордың түрлі апаттық жағдайларындағы белсенді аймақтың салқындату жүйесіне байланысты болады.

Алайда сумен салқындатылатын реакторларда тіпті пайдаланудың қалыпты жағдайының өзінде елеулі белсенділік болады. Ол судың «оттегілік» радиоактивтілігіне байланысты болады, судағы циркулляциялық контурдегі коррозиялық өнімдер мен су сақтағышқа герметикаланбаған твелдерден түсетін түрлі бөлініс қалдықтарына байланысты орын алады.

Бұлардағы алғашқы екі құрауыштар реакторда болатын процестің өзіне қатысты, яғни технологиялық түрде болады. Ал соңғы екеуі – твелдерден түсетін бөлініс қалдықтарынан орын алатын судың радиоактивтілігіне байланысты, бұл да ықтимал жағдайлар болып табылады. Твелдерді жасауға көп күш жұмсалғандығына қарамастан, оның сенімділігін қамтамасыз ету күрделі мәселе болып отыр, сондықтан олардың отынтасығышқа күшті радиацияланған бөлініс қалдықтарын шығаруы мүмкін. Твелдер өзінің құрылымы жағынан «нәзік» болады және олардың саны энергетикалық реакторларда мейлінше көп болады. Мысалы, Нововоронеж АЭС-індегі ВВЭР-210 реакторының белсенді аймағында ЗЫО³, ВВБР-365-те - 43Ю³-ке жуық, ВВЭР-440-та - 43,9-10³ және РБМК-1000-да 69,0-10³-ке жақын твел болады.

Егер твелдің жүрекшесі металдық ураннан жасалатын болса, онда твелдің герметикаланбаған қабығынан кіретін су онымен химиялық реакцияға түсіп, борпылдақ құрылымды уран гибритін құрайды. Оның көлемі уранға қарағанда артық болып, жүрекшенің қабықшасының бұзылуына әсер етеді. Соның салдарынан циркуляцияланатын судың радиоактивтілігі өте жоғары бола түседі. Твелдің герметикасыздануының нәтижесінде циркуляция контурының ішкі беті де ластанып, радиоактивтілігі күшейіп, бұл ластану нашар шайылады және ұзақ уақыт бойы радиоактивтілігін сақтайды. Мұндай жағдайда энергетикалық реакторды эксплуатациялау қиындық тудырады. Осыны ескергендіктен, энергетикалық реакторлар твелінің жүрекшелері металдық ураннан емес, UO₂ уранның қос тотығынан жасалады, мұндай жағдайда реактордағы отынның шығыны біршама ұлғаяды.

UO₂ сумен әсерлеспейді және шайылмайды. Соның арқасында эксплуатация жағдайында герметикаланбаған твел пайда болса, ол су ағынында бұзылмайды. Герметикаланбаған твелдің саңлауынан көбінесе бөліністің газ қалдықтары – ксенон мен криптон шығады. Олар әуелі отын көлемімен жүрекшенің жоғары бетінде араласады, бұл жалпы көлемнің 0,1 шамасындай болады. Сосын бұл газдардың шамамен 0,01-і пайда болған саңылаудағы газ көлемімен араласады. Осылайша, твелден бөліністің газ қалдықтарының шығуы твел жүрекшесінде пайда болатын жалпы шаманың Ю^-3 құрайды. Ксенон мен криптонның радиоактивтілігі шамамен бөлініс қалдықтары активтілігінің жалпы радиоактивтілігінің 0,01 пайызын құрайды. Сондықтан, твелден шығатын бөліністің газ қалдықтарының радиоактивтілігі, металдық ураннан жасалған бір твелдің бұзылуынан суға түсетін қалдықтар радиоактивтілігіне қарағанда 10 есе аз болады деп санауға болады. Демек, су сақтағышы бар реакторларда UO₂ пайдалануға көшудің үлкен практикалық маңызы бар.

АЭС-тердің сенімді жұмысын қамтамасыз ету бағытындағы жұмыстар жалғасып келеді. Мұндай шараларға твэлдердің сенімділігін арттыру бағытындағы арнайы технологиялық шаралар да жатады. Мұның ішінде ионды сүзгіштердегі циркуляцияланатын су ағынын тазартудың да маңызы зор, өйткені ол ұсақ қатты радиоактивті бөлшектер мен ион түріндегі бөлшектерді ұстап қалады.