Радиоактивных загрязнений

Общим для способов введения радиоизотопов в образец за счет ядерных реакций является то, что активироваться могут не только те составляющие его элементы, которые представляют интерес для данного коррозионного исследования, но и другие присутствующие -• элементы, включая примесные. Кроме того, при облучении возможно образование нескольких радиоизотопов одного элемента, а также дочерних радиоактивных продуктов распада первично возникающих радиоизотопов. Все это усложняет у-спектр, соответственно затрудняет селективный анализ и во многих случаях рассматривается как недостаток, тем более что при большем сечении ядерных реакций на примесных элементах и не слишком большом (но и не очень малом) времени полураспада возникающих в в их радиоизотопов вклад примесей в суммарную наведенную радиоактивность может оказаться значительным даже при относительно низком содержании их в образце. Однако рациональный выбор условий .радиоактивации образцов, измерительной аппаратуры и режима регистрации излучения позволяет обычно избежать осложнений при анализе.

Анализ облегчается в связи с отсутствием фонового излучения от электрода. Чувствительность анализа повышается также за счет того, что радиоактивность не накапливается в ячейке, а выводится на нее в процессе' отбора проб. Последнее обстоятельство приобретает особое значение в случае сильно тормозящих во времени коррозионных реакций, когда высокий уровень фонового излучения от радиоактивных продуктов, перешедших в раствор на начальных стадиях, мешает определению малых количеств вещества, растворяющегося на более поздних стадиях. Поэтому способ отбора проб дает определенные преимущества при измерении очень низких скоростей растворения, одновременном определении парциальных скоростей растворения составляющих многокомпонентных сталей и сплавов, исследовании закономерностей растворения в процессе пассивации и ингибирования. Отбор проб практикуется также при определении растворенных продуктов, меченных низкоэнергетическими Р-ИЗО-топами, регистрация которых в электролите без вывода его из ячейки затруднена.

Более специфичны ячейки, применяемые в установках непрерывного контроля накопления радиоактивных продуктов в электролите. В этом случае требуется защита детектора радиоизлучателя от фонового излучения электрода, что особенно важно при использовании в качестве метки у-изотопов. Снижение уровня фона достигается обычно за счет того, что измерительная кювета и детектор вынесены за свинцовый защитный экран. Дополнительным экраном может служить слой ртути, завиваемой в рубашку ячейки.

Исключение выброса радиоактивных продуктов введением теплообменника переводит этот вид ПЭ в другой — термо-механи-ческий.

рами-размножителями, 3) повышение мощности агрегатов до 2 тыс. МВт и более, 4) создание «полупиковых» АЭС и ядерных ТЭЦ большой мощности, 5) сокращение сроков от начала строительства до выхода АЭС на полную мощность примерно до шести лет, 6) исследование и создание ядерно-электрических реакторов. Термоядерные ЭУ — главная отдаленная перспектива крупной энергетики. Сжигание смеси дейтерия с тритием позволит получать огромное количество энергии при минимальном выходе радиоактивных продуктов. Более отдаленная возможность — это синтез ядер одного дешевого дейтерия.

Танталовые конденсаторы обладают большей радиационной стойкостью, но их использование связано с определенной опасностью для обслуживающего персонала, вызванной активацией тантала тепловыми нейтронами и длительным периодом полураспада его радиоактивных продуктов (111 дней). Подобной опасности нет при работе с алюминиевыми конденсаторами в связи с очень коротким периодом полураспада А128 (около 2,3 мин) [4]. В процессе облучения емкость танталовых и алюминиевых электролитических конденсаторов может как возрастать, так и уменьшаться. Емкость изменялась в пределах от —9,7 до +25% для танталовых конденсаторов и от —6 до +65% для алюминиевых.

Предполагается, как это видно из рис. 7.19, что ядерный топливный цикл должен быть замкнутым. В действительности он еще не является замкнутым. Отсутствует завершающая стадия топливного цикла —процесс переработки, при котором неиспользованный 235U и полученный в реакторе 239Ри разделяются, превращаются в форму, пригодную для изго-• товления топлива и возврата в топливный цикл. Существует множество причин, из-за которых отсутствует- это звено в ядерном топливном цикле (некоторые попытки по его созданию уже были предприняты). Для того, чтобы до конца представить сложившуюся ситуацию, вспомним, что реактор мощностью 1 ГВт(эл.), работая с полной нагрузкой, ежедневно потребляет 3 кг 235U. Это значит, что производится также около 3 кг побочных радиоактивных продуктов, а также значительное количество трансурановых элементов. В табл. 7.7 приведены сведения, дающие представление

В результате неупругого рассеяния нейтронов на ядрах может возникать гамма-излучение. Доля энергии этих процессов может составлять до 20 % всей передаваемой энергии. Тепловые нейтроны в отличие от быстрых не могут образовывать вторичные заряженные частицы с высокими значениями LA. Энергия тепловых нейтронов часто не превышает энергии связи атомов в молекулах водородсодер-жащих соединений. Однако эти нейтроны могут вызывать возбуждение атома, а также возбуждать колебательные переходы в молекулах, что приводит к разогреву вещества. Кроме того, тепловые нейтроны могут поглощаться некоторыми ядрами с образованием радиоактивных продуктов. Однако ядра атомов, которые в основном составляют живую ткань, имеют небольшие сечения поглощения нейтронов.

Излучение воздействует на человека постоянно: солнечные лучи, излучения природных радиоактивных веществ, радиоактивных продуктов, образующихся в ядерных реа'кторах, и радиоактивных выпадений после испытаний ядерного оружия. Кроме того, облучение происходит при рентгенографических обследованиях, при лечении с использованием методов радиационной терапии, а также при просмотре телепередач и в ряде других случаев, о которых речь пойдет ниже. •

Возможность значительного выхода радионуклидов в окружающую среду нельзя исключить даже при нормальной работе водо-охлаждаемых ядерных реакторов. И, конечно, большие количества радиоактивных продуктов могут быть выброшены в случае аварийных ситуаций, таких как известный инцидент на АЭС Три Майл Айленд (США). Однако, как показывают оценки, даже в этой чрезвычайной ситуации для человека, который находился бы у северного входа АЭС на протяжении 24 ч в сутки в течение первых трех дней сразу же после инцидента, интегральная эквивалентная доза облучения всего тела составила бы не более 90 мбэр. Это значение дозы может показаться большим, если сравнить его

Представляет также интерес сопоставление масштабов последствий аварии на АЭС Три Майл Айленд и последствий такого явления природы, как извержение вулкана Сент-Хеленс. По оценке значение общей активности радионуклидов, выброшенных в окружающую среду в результате аварии на АЭС Три Майл Айленд, составляет 9-Ю16 Бк, тогда как при извержении вулкана Сент-Хеленс 18 мая 1980 г. в атмосферу попали радиоактивные вещества, активность которых приблизительно составляет 1,1-1017 Бк. Следует заметить, что основная доля активности аварийных выбросов АЭС Три Майл Айленд приходится на радиоактивный газ ксенон, тогда как в составе радиоактивных продуктов извержения вулкана Сент-Хеленс преобладают радий, торий, полоний, свинец и калий. Эти элементы биологически гораздо более активны, чем ксенон, и поэтому потенциально значительно более опасны.

ДЕЗАКТИВАЦИбННАЯ ТЕХНИКА (от дез... и лат. activus — деятельный, действенный) — машины, приборы и оборудование для удаления радиоактивных загрязнений. При ликвидации последствий применения ядерного оружия можно использовать машины коммунального х-ва: для дезактивации мостовых— поливально-моечные и под-метально-уборочные машины; для удаления снега, заражённого радиоактивными веществами,— снегоочистители и снегопогрузчики; для дезактивации машин и вооружения — поливально-моечные машины. Воду дезактивируют спец. фильтровальными устройствами, продовольствие — мойкой в воде или удалением заражённого слоя. Полную дезактивацию проводят спец. технич. средствами и контролируют радиометрами.

размер радиоактивных загрязнений, которым подвержено оборудование, не вызывает каких-либо трудностей при эксплуатации АЭС;

где создают избыточное давление радиоактивного газа Кг-85. Затем радиоактивный газ удаляют, а наружные поверхности объектов испытания тщательно очищают от радиоактивных загрязнений сильной воздушной струей, после чего излучение исходит только от тех объектов, в которые через неплотности проник радиоактивный газ. Этим методом можно обнаруживать неплотности с натеканием вплоть до 1,33 х

Пластикат рецептуры 57-40 рулонный (СТУ ЛСНХ 30-12016-61). Имеет хорошие сорбционно-десорбционные свойства, хорошо очищается от радиоактивных загрязнений. Остаточная загрязненность радиоактивными веществами (от первоначальной) — не более 3%.

чтобы избежать возможного искажения от случайно внесенных радиоактивных загрязнений.

Вода, циркулирующая в системе оборотного водоснабжения (охлаждение конденсатора водой и сброс тепла через «сухую» градирню Геллера), очищается системой очистки от образующейся азотной кислоты и радиоактивных загрязнений (которые появляются в результате утечек теплоносителя в водяной контур); при

Рис. 1.2. Структурная схема АЭС с быстрым реактором на NjO^ /— реактор; // — турбина высокого давления; /// — турбина низкого давления; IV — конденсатор; V — насос; VI — парогенератор; VII— САРХ; VIII — АРУЗК; IX — система локализации и ликвидации последствий аварийного выброса теплоносителя; X — узел очистки газовой фазы; XI — система подготовки контуров; XII — система переработки загрязненных водных растворов и продуктов очистки теплоносителя; XIII — механическая очистка; XIV—вспомогательный насос заправки контура; XV — очистка от механических примесей; XVI — хранение теплоносителя; XVII—ректификационная колонна; XVIII — очистка воды от окислов азота; XIX — очистка воды от радиоактивных загрязнений; XX — сухая градирня с вентиляционной трубой; XXI — холодильник; XXII — очистка от окислов азота; XXIII — очистка от РБГ; XXIV— система очистки воды

Таким образом, появление в контуре АЭС радиоактивных загрязнений может быть обусловлено следующими процессами:

Экспериментальное изучение возможного загрязнения контура АЭС радиоактивными продуктами, их химической природы, накопления и переноса радиоактивных загрязнений по контуру проводилось на специальных циркуляционных стендах и лабораторных устройствах, а также на реакторных петлевых установках.

В количественном отношении большую долю радиоактивных загрязнений в контуре быстрого реактора в процессе нормальной эксплуатации составляют продукты коррозии конструкционных материалов. Все оборудование контура и коммуникации предполагается выполнить из нержавеющих сталей, совместимых с теплоносителем. Как показывают расчеты, активность теплоносителя, обусловленная продуктами коррозии конструкционных материалов реактора на быстрых нейтронах, определяется теми же изотопами, что и реакторов других типов. Вклад же различных изотопов в полную активность теплоносителя N2O4 целиком зависит от характера нейтронного спектра. В связи с этим качественно картину радиоактив-

Что касается физического состояния радиоактивных загрязнений, то можно выделить в основном три системы, которые имеют место в газожидкостном цикле контура реактора: 1) жидкость — твердое тело; 2) газ — твердое тело; 3) гомогенные системы.