Источники излучения на выведенных из эксплуатации АЭС

Варианты вывода из эксплуатации АС.

Продление срока службы, временная альтернатива выводу из эксплуатации. Решение о продлении срока службы блока АС принимает Госатомнадзор РФ на основании комплекта документов, представляемых эксплуатирующей организацией, одним из важнейших среди которых является отчет по обоснованию безопасности при продлении срока службы блока АС.

На основании данных комплексного инженерного и радиационного обследования в отчете должны быть приведены выводы и рекомендации о техническом состоянии и перечне подлежащих замене или восстановлению строительных конструкций зданий, сооружений, оснований, оборудования, систем и элементов блока АС, основными из которых являются:

возможное радиационное воздействие блока атомной станции на работников (персонал), население и окружающую среду в период дополнительного срока эксплуатации;

* необходимость проведения дополнительных работ по дезактивации оборудования, систем и строительных защитных конструкций, загрязненных радиоактивными веществами;

* объемы хранилищ для хранения на площадке атомной станции твердых и жидких радиоактивных отходов и их достаточность;

* заключения о техническом состоянии для каждого здания, сооружения, строительной конструкции и основания, их остаточный ресурс (по факторам деградации) и продолжительность дополнительного срока эксплуатации;

* рекомендации и мероприятия по мониторингу технического состояния зданий и сооружений, несущей способности и остаточного ресурса работы защитных и строительных конструкций;

* рекомендации и мероприятия по поддержанию устойчивости и долговечности зданий и сооружений, усилению и поддержанию устойчивости и долговечности ограждающих и несущих конструкций в помещениях блока АС.

Подготовка и осуществление временной альтернативы (продление срока службы) связаны с большим объемом подготовительных работ, требующих в свою очередь от эксплуатирующей организации больших временных, материальных и людских затрат, четкое обоснование с точки зрения безопасности для персонала, населения и окружающей среды, а также экономической целесообразности.

Разрешение на продление срока службы выдается на определенный ограниченный срок.

Продление срока службы блока АС целесообразно только тогда, когда ожидаемая выгода (прибыль) значительно превосходит затраты на весь комплекс мероприятий и работ, предшествующий получение лицензии на продление срока службы.

Анализ вариантов вывода из эксплуатации блоков АС. Основные варианты ВЭ блоков АС в конечном итоге подразумевают: 1 – ликвидацию блока с немедленным демонтажем, 2 – захоронение, длительная консервация реакторной установки, заключенной в укрытие, препятствующее выходу радиоактивных веществ в окружающую среду демонтаж после определенного срока выдержки, 3 – длительное сохранение под наблюдением, 4 – реконструкцию или конверсию блока АС. Рассмотренные выше варианты вывода из эксплуатации имеют свои преимущества и недостатки.

Вариант ликвидация с немедленным демонтажем. Достоинства: возвращается в использование земельный участок, который после проведения работ по рекультивации может быть доведен до состояния “зеленая лужайка” и передан в неограниченное использованиеили может быть использован для сооружения нового блока АС, на срок вывода из эксплуатации задействована созданная инфраструктура и высококвалифицированный персонал, знакомый с ее особенностями, отсутствует необходимость организации долговременного наблюдения, технического надзора и радиационного контроля за состоянием блока АС и промплощадки.

Недостатки: высокие дозовые нагрузки на демонтажный персонал, большие объемы радиоактивных отходов, требующих больших затрат на переработку, контейнерезацию (упаковку) и транспортировку в места захоронения, обязательное наличие современных хранилищ радиоактивных отходов.

Вариант захоронение. Преимущества: относительно высокая безопасность для персонала, населения и окружающей среды, уменьшение объемов радиоактивных отходов, возможноть использвания в будущем новых технологий демонтажа радиоактивных систем, конструкций, оборудования, относительно низкие затраты на его реализацию. Недостатки данного варианта: наличие потенциально опасных зон “захоронения”, содержащих радиоактивные вещества и материалы, усложнение процесса будущего демонтажа зон “захоронения”, организация длительного контроля безопасности зон “захоронения”, высокие первоначальные затраты, связанные с работами в радиационно-опасных условиях.

Вариант длительного сохранения под наблюдением. Преимущества: значительное снижение коллективной дозы на персонал, уменьшение активности и объемов радиоактивных отходов за счет радиоактивного распада в период длительного хранения, а также затрат на их переработку и захоронение, отсутствие необходимости наличия большого количества хранилищ для радиоактивных отходов, возможность использования в будущем новых технологий демонтажа и использование новых дистанционных робототехнических устройств при демонтаже радиоактивных систем, конструкций, оборудования. Недостатки: блок АС, находящийся в режиме длительного сохранения под наблюдением, будет представлять собой предприятие со своим специфическим технологическим режимом, требующим значительное количество обслуживающего персонала, для поддержания работоспособности жизненных систем, надзора, контроля, проведения ремонтов и профилактических работ, натурных и лабораторных испытаний. Необходимо осуществить дорогостоящие мероприятия для обеспечения безопасности населения и окружающей среды, например, сооружения и эксплуатации герметичной оболочки с пониженным внутри давлением над реакторной установкой, препятствующей выходу радиоактивных веществ в окружающую среду. Кроме того необходимо принять меры по обеспечению устойчивости, долговечности и несущей способности железобетонных и металлоконструкций зданий АС в условиях воздействия разнообразных внешних статических, температурных, химических, радиационных, климатических и др. факторов. Проекты существующих зданий АС не предусматривали таких временных интервалов их сохранения, которые могут достигать 100 и более лет. Необходимо также обеспечить полную безопасность населения и окружающей среды, вследствие природных и техногенных катастроф, террористических актов и др. Перечисленные факторы указывают, что длительное безопасное сохранение блока АС под наблюдением будет связано с высокими финансовыми затратами.

Вариант конверсия. Преимущества: такой вариант может быть промежуточным (например, преобразование в промежуточное хранилище радиоактивных отходов) или окончательным (использование зданий и сооружений по новому назначению). Сохраняются здания и сооружения, инфраструктура блока, квалифицированные кадры, социальная база региона. Недостатки: осуществление данного варианта в основном определяется экономической целесообразностьюи социальными факторами, такими как экономическое состояние страны и региона, общественное мнение, экологическая обстановка и др.

В ПРИЛОЖЕНИЕ 1

Основные определения. Ниже приводятся основные термины, определения и сокращения, используемые при описании, планировании, подготовки и осуществлении работ при выводе из эксплуатации АС.

БЛОК АС – часть АС, выполняющая функции АС в определенном проектом объеме.

ЭКСПЛУАТИРУЮЩАЯ ОРГАНИЗАЦИЯ - организация, созданная в соответствии с законодательством Российской Федерации и признанная соответствующим органом управления использованием атомной энергии пригодной эксплуатировать АС и осуществлять собственными силами или с привлечением других организаций деятельность по размещению, проектированию, сооружению, эксплуатации и выводу из эксплуатации АС, а также деятельность по обращению с ядерными материалами и радиоактивными веществами.

Для осуществления этих видов деятельности эксплуатирующая организация АС должна иметь лицензии Госатомнадзора России

ВЫВОД ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ БЛОКА АС -деятельность, осуществляемая после удаления ядерного топлива и ядерных материалов с блока АС, направленная на достижение заданного конечного состояния блока АС и исключающая использование блока в качестве источника энергии.

ВАРИАНТ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ БЛОКА АС -одинизспособов достижения заданного конечного состояния блока АС после завершения всех работ по выводу из эксплуатации.

КОНЕЧНОЕ СОСТОЯНИЕ БЛОКА АС ПОСЛЕ ВЫВОДА ЕГО ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ -заданное программой вывода из эксплуатации блока АС состояние блока АС после завершения всех работ по выводу из эксплуатации.

ЗАХОРОНЕНИЕ БЛОКА АС – вариант вывода из эксплуатации блока АС, предусматривающий локализацию высокоактивных компонентов оборудования, систем и строительных конструкций за счет создания дополнительных физических барьеров, исключающий несанкционированный доступ к ним.

КОНСЕРВАЦИЯ СИСТЕМ И ЭЛЕМЕНТОВ БЛОКА АС – хранение в работоспособном состоянии систем и элементов блока АС, эксплуатация которых в определенный период времени не осуществляется, но которые могут быть в дальнейшем использованы для выполнения работ по выводу из эксплуатации.

ЛИКВИДАЦИЯ БЛОКА АС – вариант вывода из эксплуатации блока АС, реализация которого предполагает либо удаление радиоактивных компонентов оборудования и строительных конструкций с площадки блока АС, либо дезактивацию их в такой мере, в какой они могли быть использованы на площадке блока АС без ограничений.

ЛОКАЛИЗАЦИЯ СИСТЕМ И ОБОРУДОВАНИЯ БЛОКА АС – изоляция систем и оборудования блока АС, обеспечивающее ограничение возможности выхода радиоактивных веществ и ионизирующих излучений в помещения блока АС и в окружающую среду за счет использования существующих или создания дополнительных физических барьеров.

СОХРАНЕНИЕ ПОД НАБЛЮДЕНИЕМ БЛОКА АС – этап вывода из эксплуатации блока АС, реализация которого предполагает сохранение на площадке блока АС сооружений, компонентов оборудования и строительных конструкций в течение длительного времени, пока содержание в них радиоактивных веществ в результате естественного распада не снизится до заданных уровней.

МАТЕРИАЛЫ ПОВТОРНОГО ИСПОЛЬЗОВАНИЯ -материалы, получаемые в процессе выполнения работ по выводу из эксплуатации блока АС, в которых содержание радионуклидов не превышает количеств (или активности), установленных федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии, пригодные для ограниченного или неограниченного применения в хозяйственной деятельности.

ПЛОЩАДКА ВЫВОДИМОГО ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ БЛОКА АС -часть площадки АС с находящимися на ней зданиями и сооружениями, границы которой определены проектом выводимого из эксплуатации блока АС. Общие с другими (действующими) блоками АС здания, сооружения, системы и т.п. не считаются относящимися к площадке выводимого из эксплуатации блока АС.

ДОПОЛНИТЕЛЬНЫЙ СРОК ЭКСПЛУАТАЦИИ -календарная продолжительность (период) эксплуатации блока АС на мощности сверх назначенного срока службы.

НАЗНАЧЕННЫЙ СРОК ЭКСПЛУАТАЦИИ (СЛУЖБЫ) -календарное время эксплуатации АС, установленное проектом, по истечении которого дальнейшая эксплуатация АС может быть продолжена только после специального решения, принимаемого на основе исследований ее безопасности и экономической эффективности.

Примечание:

1. Для блоков первого поколения назначенный срок службы принимается 30 лет.

2. Специальное решение - решение о выдаче лицензии на эксплуатацию блока АС в соответствии с существующей процедурой.

ОСТАТОЧНЫЙ РЕСУРС -суммарная наработка элемента от момента контроля его технического состояния до перехода в предельное состояние.

ПРЕДЕЛЬНОЕ СОСТОЯНИЕ -состояние элемента, при котором его дальнейшая эксплуатация недопустима или нецелесообразна либо восстановление его работоспособного состояния невозможно или нецелесообразно.

ПРОДЛЕНИЕ СРОКА ЭКСПЛУАТАЦИ -деятельность по подготовке блока АС к эксплуатации в период дополнительного срока.

ТЕХНИЧЕСКОЕ СОСТОЯНИЕ -совокупность подверженных изменению в процессе производства или эксплуатации свойств элемента (объекта в целом), характеризуемая в определенный момент времени признаками, установленными технической документацией и (или) по результатам работ по управлению надежностью (ресурсом) элементов.

ПРОГРАММА ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ БЛОКА АС - документ, включающий в себя описание конечного состояния после завершения всех работ по выводу из эксплуатации блока АС, основные организационные и технические мероприятия по реализации выбранного варианта вывода из эксплуатации блока АС, последовательность и график выполнения этапов вывода, а также перечень основных работ на каждом этапе вывода.

ПРОЕКТ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ БЛОКА АС - документ, разрабатываемый на основе программы вывода из эксплуатации блока АС и комплексного инженерного и радиационного обследования (КИРО) блока АС, в котором определены конкретные виды работ по выводу из эксплуатации блока АС, с указанием технологий проведения работ, последовательности их выполнения, а также необходимые людские, финансовые и материально-технические ресурсы на каждом этапе вывода.

ФИЗИЧЕСКИЙ БАРЬЕР ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ БЛОКА АС -инженерное сооружение, техническое средство или устройство, ограничивающее выход радиоактивных веществ и ионизирующих излучений в помещения блока АС и в окружающую среду.

Примечание. В качестве физического барьера рассматривают стенку бокса, трубопровода, емкости, упаковки, контейнера, стены, пол, потолок помещения, корпус сооружения, здания, защитную оболочку и т. п.

ЭТАП ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ БЛОКА АС - реализуемый за конкретный интервал времени набор организационных и технических мероприятий и работ, направленных на достижение, заданного программой и проектом вывода из эксплуатации блока АС, состояния блока АС на этот момент времени.

РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ (РАО) – не подлежащие дальнейшему использованию вещества в любом агрегатном состоянии, материалы, изделия, приборы, оборудование, в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии.

КОМПЛЕКСНОЕ ИНЖЕНЕРНОЕ И РАДИАЦИОННОЕ ОБСЛЕДОВАНИЕ (КИРО) - комплекс мероприятий, необходимых для разработки проекта вывода из эксплуатации блока АС и направленных на получение информации об инженерно-техническом состоянии зданий, сооружений, строительных конструкций и оборудования, а также о радиационной обстановке в помещениях и на площадке блока АС, объемном и поверхностном загрязнении радиоактивными веществами помещений, оборудования и площадки блока АС, качественном и количественном составе радиоактивных отходов на блоке АС.

ПОДГОТОВКА К ВЫВОДУ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ БЛОКА АС -деятельностьпо проведению комплекса организационных и технических мероприятий, предшествующих выводу из эксплуатации блока АС, как до, так и после окончательного останова блока АС и осуществляемых в рамках лицензии на эксплуатацию блока АС.

БАЗА ДАННЫХ ПО ВЫВОДУ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ БЛОКА АС -совокупность документально подтвержденных и упорядоченных сведений об эксплуатации блока АС, инженерных и радиационных обследованиях, результатах расчетных исследований, проектных данных, необходимых для планирования и проведения работ по выводу из эксплуатации блока АС, а также о результатах выполнения работ на всех этапах вывода из эксплуатации блока АС.

ДЕФИЦИТ БЕЗОПАСНОСТИ -необеспеченность блока АС какой-либо функцией безопасности в объеме, определяемом требованиями действующих норм и правил в области использования атомной энергии.

КОМПЕНСИРУЮЩИЕ МЕРЫ -технические и организационные меры, направленные на частичное или полное исключение и (или) ограничение влияния на безопасность дефицитов безопасности.

НЕВОССТАНАВЛИВАЕМЫЙ ЭЛЕМЕНТ -элемент, для которого в рассматриваемой ситуации проведение восстановления работоспособного состояния не предусмотрено в нормативно-технической и (или) конструкторской (проектной) документации или экономически нецелесообразно.

ЭЛЕМЕНТЫ -оборудование, приборы, трубопроводы, кабели, строительные конструкции и другие изделия, обеспечивающие выполнение заданных функций самостоятельно или в составе систем и рассматриваемые в проекте в качестве структурных единиц при выполнении анализов надежности и безопасности.

ВВЭР, PWR - Водо-водяной энергетический реактор.

LMFBR - Легководный реактор-размножитель на быстрых нейтронах.

HTGR – Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор.

BWR – Реактор, охлаждаемый кипящей водой.

HTR - Высокотемпературный реактор.

FBR, БН - Реактор-размножитель на быстрых нейтронах.

GCR - Газоохлаждаемый реактор.

AGR – Усовершенствованный газовый реактор.

GGR - Графито-газовый реактор

LWGR, РБМК – Графито-водный реактор.

HBWR - Кипящий тяжеловодный реактор.

PHWR – Тяжеловодный реактор корпусного типа.

HWGR - Тяжеловодный реактор с газовым охлаждением.

ALARA – As Low As Reasonable Achievable (Принцип радиационной безопасности, аналог отечественного принципа оптимизации).

МАГАТЭ – Международное Агенство по Атомной Энергии (штаб-квартира в Австрии (Вена).

DECON – IMMEDIATE DISMANTLEMENT OF THE FACILITY (вариантвывода из эксплуатации с немедленным демонтажем и ликвидацией реакторной установки)

ENTOMB – ENTOMBENT OF THE FACILITY (вариант вывода из эксплуатации с захоронением реакторной установки)

SAFSTOR – SAFE STORAGE OF THE FACILITY (вариант вывода из эксплуатации с длительным безопасным сохранением реакторной установки под наблюдением)

Анализ процесса образования источников излучения. Ограниченный опыт вывода из эксплуатации исследовательских ядерных реакторов и блоков АЭС показал, что после выгрузки топлива, внутрикорпусных систем и демонтажа реактора основным источником радиоактивности, а следовательно, объемов радиоактивных отходов и дозовых нагрузок на персонал являются технологическое оборудование и строительные защитные конструкции.

Загрязнение радиоактивное - присутствие радиоактивных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле человека или в другом месте, в количестве, превышающем уровни, установленные настоящими Нормами и Правилами.

Загрязнение поверхности неснимаемое (фиксированное) - радиоактивные вещества, которые не переносятся при контакте на другие предметы и не удаляются при дезактивации.

Загрязнение поверхности снимаемое (нефиксированное) - радиоактивные вещества, которые переносятся при контакте на другие предметы и удаляются при дезактивации.

Захоронение отходов радиоактивных - безопасное размещение радиоактивных отходов без намерения последующего их извлечения.

Радиоактивное загрязнение помещений и оборудования на остановленных блоках АС в основном определяется радиоактивным контуром теплоносителя. Теплоноситель, проходя через активную зону реактора, активируется и становится радиоактивным, приобретая наведенную активность с образованием радионуклидов при облучении нейтронами, по реакциям (n, γ), (n,p) и (n, α) (собственная активность теплоносителя). Так как теплоноситель содержит некоторое количество примесей, они так же приобретают наведенную активность (с образованием радионуклидов) при прохождении через активную зону. При нарушении герметичности оболочек твэлов в теплоноситель могут попасть продукты деления (радионуклиды, образующиеся при реакции деления). В результате процессов массобмена часть радионуклидов, переносимых теплоносителем, осаждается на стенках оборудования технологических контуров, образуя пленку отложений. Внутренние поверхности оборудования – трубопроводов, парогенераторов, сепараторов, задвижек и т. д. становятся источниками излучения. Таким образом, основными источниками активности теплоносителя могут быть: собственная активность теплоносителя, активация примесей, поступающих в технологический контур с теплоносителем, активация продуктов коррозии и эрозии, поступивших в теплоноситель с поверхности оборудования технологических контуров, продукты деления, поступившие в теплоноситель из твэлов, а также из поверхностного загрязнения оболочек твэлов топливом. Источниками излучения на поверхностях оборудования могут быть осевшие продукты коррозии и эрозии и осколки деления. Для двух и трехконтурных АЭС возможны перетечки теплоносителя из радиоактивного контура в нерадиоактивные. Кроме того, в результате неконтролируемых протечек теплоносителя, разгерметизации оборудования, аварий, миграции радионуклидов и т. д. может происходить загрязнение внешних поверхностей оборудования, помещений, боксов, систем спецвентиляции и спецканализации. В результате загрязнения радионуклидами значительная часть помещений и боксов в зданиях выведенных из эксплуатации АС, а также многие системы технологического оборудования, становятся источниками излучения и поэтому будут являться одной из составляющих образования радиоактивных отходов на момент вывода из эксплуатации. Характеристики некоторых важнейших радионуклидов, определяющих радиоактивное загрязнение на выведенных из эксплуатации блоках АС, приведены в табл. 1

Таблица 1

Характеристики некоторых важнейших радионуклидов, определяющих радиоактивное загрязнение

№№	Радионуклид	Определяющий вид излучения: α, β, γ-излучение, КХ- характеристическое излучение.	Период полураспада, T1/2
1.	Co	β, γ	5,27 лет
2.	Mn	КХ, γ	312,1 дня
3.	Cs	β,	30,21 лет
4.	Sr+Y	β	29,12 лет
5.	Fe	КХ	2,73 года
6.	Ag	β, γ	249,7 суток
7.	Ni	β	101,1 лет
8.	Ni	КХ	2,9.10лет
9.	Cs	β, КХ, γ	2,065 лет
10.	^241Am	α, β, γ	432.2 года
11.	^240Pu	α, β, γ	6537 лет
12.	^239Pu	α, β, γ	24065 лет
13.	^238Pu	α, β, γ	87,74 года

Наведенная активность оборудования, конструкционных и защитных материалов. Наведенная активность (активация) оборудования, материалов и конструкций в зданиях АС является одним из важных вопросов в общей проблеме вывода из эксплуатации. Под действием нейтронов, генерируемых активной зоной реактора, оборудование, конструкционные и защитные строительные материалы становятся радиоактивными. Образовавшиеся радионуклиды имеют различные периоды полураспада, схемы распада, различный выход и энергию ионизирующего излучения.

К активируемым оборудованию, материалам и конструкциям в зданиях АC относятся: корпус реактора и внутрикорпусные устройства (ВКУ), графитовая кладка, железобетонная шахты реактора (толщина 2-3 м), выполняющая также функцию радиационной защиты, “сухая ” защита, выполняющая функцию радиационно-тепловой защиты, облицовки, опорные устройства, часть трубопроводов, и др., т.е. в основном оборудование, конструкции и элементы, непосредственно находящиеся в приреакторном пространстве. Необходимо сразу отметить, что активируемые материалы и конструкции не дезактивируются.

Установлено, что радиационная защита активируется на глубину 0.9 –1.9 м и, таким образом, до 50% объема радиационной защиты, облицовочные и герметизирующие покрытия, а также металлоконструкции на момент вывода из эксплуатации АС будут относится к разряду радиоактивных отходов, не подвергающихся дезактивации. Кроме того, в связи с тем, что радиационная защита выполняется обычно в монолитном варианте и совмещает в себе функции защитной и несущей конструкции, при демонтаже ее практически не удается разделить на активированную и не активированную части. В результате чего возрастает объем радиоактивных отходов, за счет наведенной активности.

Активации материалов в реакторе обусловлена взаимодействием нейтронов с ядрами. Переход ядра из стабильного состояния в активное, то есть образование радиоактивного нуклида, объясняется изменением величины отношения числа протонов и числа нейтронов (А-Z) в этом ядре. В результате воздействия нейтронов с материалом возможны различные реакции образования радионуклидов. В таблице 2 приведены примеры основных реакций активации.

Таблица 2

Примеры основных реакций активации

Вид взаимодействия	Условная запись	Пример
радиационный захват	z R^A(n,g) zR ^A+1;	^59Со (n,g)^60Co;
захват с испусканием протона	zR^A (n,p) z-1R^A;	^14N (n,p) ^14С;
захват с испусканием a-частицы	zR^A (n,a)z R^A-3;	^39K (n,a) ^36Cl;
захват с испусканием двух нейтронов	zR^A (n, 2n) z R^A-1;	^23Na (n,2n) ^22Na.

Наведенная активность зависит от плотности потока и энергетического спектра нейтронов, величины соответствующего сечения активации, содержания химических элементов в материалах, относительного содержания изотопа мишени в химическом элементе, времени облучения и выдержки. Установлено, что к основным реакциям активации с образованием долгоживущих радионуклидов (радионуклидов с большими периодами полураспада больше 1 года), следует отнести ограниченный круг реакций, приведенный ниже.

Li(n,α)H He	(p=0,075),
Ca(n,γ)Ca K	(p=0,9694),
Ca(n,γ)Ca Sc	(p=0,0208),
Fe(n,γ)Fe Mn	(p=0,058),
Co(n,γ)Co Ni	(p=1,0),
Ni(n,γ)Ni Co	(p=0,6776),
Ni(n,γ)Ni Cu	(p=0,0371),
Cs(n,γ)Cs Ba	(p=1,0),
Eu(n,γ)Eu Sm, Gd	(p=0,4777),
Eu(n,γ)Eu Sm, Gd	(p=0,5223).

В приведенных выше цепочках распада над стрелками указаны периоды полураспада T_1/2. Под стрелками приведен вид излучения радионуклида:α – альфа излучение, γ-гамма излучение, β- бета излучение, КХ - характеристическое излучение. Стабильные радионуклиды, в которые в конечном итоге переходят в результате радиоактивного распада, образовавшиеся радионуклиды, подчеркнуты. В конце цепочек распада в скобках указано относительное содержание стартового, стабильного нуклида в естественной смеси изотопов p (например, в естественной смеси изотопов стабильного нуклида ¹⁵¹Eu –47.77% (0.4777 в абсолютных единицах), а стабильного изотопа ¹⁵³Eu –52.23% (0.5223 в абсолютных единицах). Как видно из приведенных данных, основной реакцией активации является реакция типа _z R^A (n,g) _zR ^A+1.

Элементный состав конструкционных и защитных материалов. Одним из основных показателей, определяющих активационные характеристики металлов и бетонов, является химический состав (включая основные, примесные и следовые элементы). При этом в количественном отношении под основными принято подразумевать элементы с массовым содержанием в материале более 1%, под примесными - с содержанием от 0,01 до 1% и под следовыми- с содержанием менее 0,01%. Конструкционные и защитные материалы могут значительно отличаться по своему химическому составу в зависимости от вида исходных компонент. Это, в свою очередь, приводит к большому разбросу наведенной активности изделий из бетонов и металлов.

В исходных компонентах конструкционных и защитных материалов в качестве основных, примесных и следовых присутствуют многие элементы периодической системы. При облучении нейтронами на изотопах этих элементов образуются радионуклиды с различными периодами полураспада. Учесть влияние основных, примесных и следовых элементов на активационную способность материалов является важной задачей в проблеме активации.

Установлено, что наведенная активность конструкционных и защитных материалов на этапе вывода из эксплуатации реакторных установок будет в различные периоды после окончательного останова реактора определяться ограниченным числом из 5-7 элементов, важнейшими из которых для бетонов являются - европий, кобальт, железо, цезий, кальций.

Концентрация таких элементов как европий, кобальт, цезий, никель и ниобий составляет 10^-2 - 10^-7 процентов по массе. Содержание кальция, железа и калия достигает единиц и десятков процентов по массе.

Разброс концентраций примесных и следовых элементов весьма значителен не только между видами однотипных материалов, но и проб материалов одного вида. Например, содержание такого важного элемента как европий в различных типах заполнителей бетонов может отличаться на 2-3 порядка. В тоже время содержание того же европия в одних и тех же видах заполнителей, например в известняках, взятых из разных месторождений может отличаться до 60 раз. Разброс концентраций кобальта в различных видах сталей может достигать порядка по величине. Содержание европия и кобальта в бетонах, отобранных от защитных конструкций остановленных блоков различных АЭС отличается в десятки раз.

Полученные экспериментальные данные по концентрациям элементов в бетонах, сталях и сырьевых материалах для их изготовления позволяют с достаточной для практики точностью моделировать состав железобетонной защиты при прогнозных расчетах активности материалов и объемов радиоактивных отходов.

Приведенные данные указывают так же на возможность снижения уровней активации оборудования и конструкций радиационной защиты путем целенаправленного выбора на этапе проектирования и строительства реакторных установок наименее активируемых компонент и сырья для сталей и железобетонов.

Классификация источников по степени радиационной опасности. Радиоактивное загрязнение. Радиоактивное загрязнение определяется ограниченным числом радионуклидов, имеющих различные периоды полураспада. В таблице 4 приведены важнейшие нуклиды, все или часть из которых могут определять поверхностное радиоактивное загрязнение на различных типах АС в различные периоды после окончательного останова реактора, при повторном ограниченном или неограниченном использовании конструкционных и защитных материалов и при хранении и захоронении радиоактивных отходов.

Таблица 4

Важнейшие нуклиды, которые могут определять поверхностное радиоактивное загрязнение в различные периоды на выведенных из эксплуатации АС.

I-от 1 года до 25 лет	II- от 25 до 100 лет	III от 100 до 1000 лет
^60Co	^137Cs	^59Ni
^137Cs	^90Sr	^241Am
^90Sr	^63Ni	^240Pu
^134Cs	^60Co	^2^39Pu
^54Mn	^59Ni	^23^8Pu
^55Fe	^241Am
^63Ni

Выбранные временные интервалы характеризуют следующее:

I – наиболее вероятный интервал для проведения необходимых мероприятий по подготовке к ВЭ блока АС;

II – учитывает этап длительного сохранения под наблюдением блока АС;

III – учитывает процесс захоронение радиоактивных отходов и возможное повторное использование материалов.

Наличие трансурановых нуклидов, таких как ²³⁸Pu, ²³⁹Pu, ²⁴⁰Pu, ²⁴¹Am, являющихся альфа-излучателями, характерно для АЭС с водо-графитовыми реакторами, при возможных авариях в период эксплуатации.

1. Поля излучения в боксах и помещениях, в частности распределения мощности дозы, имеют неравномерный характер как в пределах одного помещения, так и для блока в целом (см. рис.3). Абсолютные значения мощности дозы гамма-излучения изменяются в диапазоне от тысячных долей до десятков мкЗв/с, т.е могут превосходить допустимые мощности дозы в сотни и тысячи раз. Таким образом работы по ВЭ блоков АС будут проходить в радиационно-опасных условиях.

2. Активность загрязненного бетона в основном определяется нуклидом ¹³⁷Cs, связанным с протечками теплоносителя. Более 80% активности сосредоточено на первых 5 – 10 мм защитной конструкции (рис. 4). Глубинное загрязнение бетонных защитных конструкций, при которых материал считается радиоактивным отходом, как правило, не превосходит 15-25 мм.

Рис.4 Распределения удельной активности радионуклидов по глубине защитного бетона.

3. Учитывая, что определяющими радиоактивную загрязненность являются ⁶⁰Co для оборудования и ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr+⁹⁰Y (нуклиды, имеющие периоды полураспада более 5 лет) для защитных конструкций, существенного улучшения радиационной обстановки в боксах и помещениях АС (за счет радиоактивного распада) без проведения дезактивационных работ не произойдет.

Наведенная активность. Так же как и в случае радиоактивного загрязнения, наведенная активность оборудования, конструкционных и защитных материалов определяется ограниченным числом радионуклидов. Поскольку указанные радионуклиды имеют различные периоды полураспада, вклад каждого из них в суммарную наведенную активность конструкционных и защитных материалов в функции времени после окончательного останова реактора изменяется. В таблице 5 приведены нуклиды, дающие наибольший вклад в суммарную наведенную активность оборудования, конструкционных и защитных материалов.

Таблица 5

Важнейшие нуклиды, которые могут определять суммарную наведенную активность конструкционных и защитных материалов в различные периоды после окончательного останова реактора на блоке АС.

I - от 1 года до 25 лет	II – от 25 до 100 лет	III – от 100 до 1000 лет
^3H	^3H	^41Ca
^55Fe	^152Eu	^59Ni
^60Co	^154Eu	^63Ni
^45Ca	^60Co
^154Eu	^63Ni
^152Eu	^41Ca
^134Cs	^59Ni
^54Mn	^55Fe
^63Ni

Выбранные временные интервалы (I, II и III) характеризуют те же самые аспекты, связанные с различными сроками выдержки, как и в случае радиоактивного загрязнения.

Рис.3 Пространственные распределения мощности дозы (в боксе с радиоактивным загрязнением БАЭС.

⁶⁰Co

¹³⁴Css

¹³⁷Cs

Рис.4 Распределения удельной активности радионуклидов по глубине защитного бетона

Дата добавления: 2014-01-15