Радиационную безопасность

Вследствие термически и радиационно-стимулированной диффузии атомов через дефектную межфазную границу часть их захватывается дефектами границы, происходит их "залечивание". Таким образом осуществляется упрочнение межфазных границ за счет создания пограничного слоя с прочносвязанными атомами Со—W—С. Остальная часть атомов W и С растворяется в ГЦК-решетке кобальтовой фазы. При этом атомы W замещают атомы Со, а атомы С внедряются в октаэд-рические пустоты аналогично тому, как это происходит при спекании сплава, но только в гораздо больших концентрациях. После воздействия МИП происходит существенное размытие межфазных границ, которое в случае тонких кобальтовых прослоек затрагивает всю их толщину. В результате происходит исчезновение в этих местах межфазных границ и формирование единых, неоднородных по составу зеренных образований, которые можно наблюдать при металлографическом анализе.

Кроме того, может наблюдаться противоположный эффект, т.е. массоперенос титана в материал подложки. Процесс массопереноса элементов покрытия при ионно-плазменном осаждении нитрида титана осуществляется радиационно-стимулированной диффузией и диффузией по границам зерен. При этом скорость диффузии зависит от размеров зерна: массоперенос по границам более крупных рекристаллизованных зерен протекает в несколько раз медленнее, чем по границам мелких зерен. Фазовый состав покрытия в зависимости от давления азота изменяется от трехфазного: oc-Ti + Ti2N + TiN [96] при давлении азота 6,6- 10~3Па к двухфазному: a-Ti + TiN при давлении азота 6,6 • 10~2Па и к однофазному при давлении азота 0,2 Па и выше. Количество металлического титана в структуре покрытия падает до нуля с увеличением давления азота при Р^^ ^ 0,5 Па [96]. По данным

Изменение физических свойств облученного материала обусловлено дальнейшей жизнью облака элементарных дефектов (вакансий и межузлий), составляющего первоначальное радиационное повреждение термической и радиационно-стимулированной диффузиями дефектов, медленным отжигом, кластеризацией и взаимодействием с дислокациями, границами зерен, выделениями новых фаз, примесями выделения и т. д. Характерные времена этих процессов на много порядков превышают характерные времена образования первичных повреждений.

Для оценки вклада процесса радиационного старения во ВТРО проведено облучение образцов и стали ОХ16Н15МЗБ электронами с энергией 8 МэВ при температурах 400, 600, 800° С. При этом образуются точечные дефекты, которые оказывают существенное влияние на процессы радиационно-стимулированной диффузии; продукты ядерных реакций отсутствуют.

твэла, их химическое взаимодействие с внутренней поверхностью оболочки твэла, влияние размера и положения дефекта на утечку ТПД из-под оболочки и т. п. Для объяснения выхода ТПД из топлива используются те же модели, что и для ГПД. В настоящее время для низкотемпературного (ниже 1000 К) выхода наиболее реалистическими следует признать модели по механизмам прямой отдачи и выбивания атомов из поверхностного слоя [7], а также по механизму радиационно-стимулированной диффузии атомов ГПД и их предшественников — иода и брома [8]. Представляет практический и теоретический интерес экспериментальное подтверждение механизмов, определяющих выход ТПД из топлива более прямыми методами, чем интерпретацией экспериментальных данных о газовыделении и утечке ТПД из негерметичных твэлов. Авторы настоящей работы проводили экспериментальную проверку возможности изучения выхода ТПД из топлива под облучением при температуре ниже 1000 К с использованием способа переноса нелетучих атомов аэрозольной газовой струей. В данном способе атомы отдачи, вышедшие из материала мишени, замедляются в газовой среде, адсорбируются на поверхности аэрозольных частиц и увлекаются вместе с ними ламинарным газовым потоком по капилляру из камеры мишени к системам регистрации [9]. Вследствие малой диффузионной способности аэрозольных частиц потери при прохождении по капилляру невелики

Существенного различия абсолютных выходов радионуклидов брома и иода при температуре образца ниже 50° С не обнаружено. Это не согласуется с результатами работы [8], в которой на основании данных о выходе ГПД сделано предположение об ускоренной радиационно-стимулированной диффузии брома по сравнению с иодом.

К настоящему времени отсутствует единый подход к оценке газовыделения при низких температурах. Наиболее реалистическими следует признать модели газовыделения по механизмам радиационно-стимулированной диффузии [1] и по механизмам прямой отдачи и выбивания атомов из поверхностного слоя [2]. Модель низкотемпературного газовыделения по механизму радиационно-стимулированной диффузии, предложенная в [1], предполагает диффузию не только ГПД, но и их предшественников — иода и брома. Представляется необходимым проведение дополнительных экспериментов по изучению механизмов, определяющих низкотемпературный выход ГПД.

В [1] при F=l,l-1019 дел/(м3-с) получен наклон А-зависи-мости, равный —0,5. При этом указывается на возможность объяснения такого наклона суперпозицией двух механизмов — выбивания и отдачи, но отмечается, что тогда не ясен факт понижения выхода 88Кг по сравнению с выходом более коротко-живущего 87Кг. Для объяснения этого прибегают к модели радиационно-стимулированной диффузии ГПД и их предшественников — брома и иода. Возможно, что активность изотопов криптона определена недостаточно корректно: при обработке результатов измерений использовано завышенное значение выхода у-квантов с энергией 196,3 кэВ для 88Кг. В своих экспериментах мы не обнаружили понижения выхода 88Кг по сравнению с выходом 87Кг.

Эффект ВТРО выражается в снижении длительной пластичности и прочности и в уменьшении относительного удлинения при кратковременных испытаниях при температуре выше 600 °С (табл. 8.47, рис. 8.3). ВТРО характеризуется межзеренным хрупким разрушением, проявляется после инкубационной дозы F = 10 —10 нейтр/м в широком интервале температур облучения, чувствительно к тепловым нейтронам, не устраняется отжигом. Температура начала охрупчивания снижается с ростом флюенса (рис. 8.3, кривая 3), отсутствует корреляция с кратковременной прочностью. Возможные причины ВТРО: необратимое относительное разупрочнение границ зерен в результате радиационного старения, радиационно-стимулированной зернограничной сегрегации вредных примесей (Р, S, Pb, Bi, As, Sn, Sb, N, О, Н) и образования на границах газовых пузырьков трансмутантных гелия и водорода. ВТРО усиливается с увеличением флюенса и температуры испытания, содержания никеля и вредных примесей, в дисперсионно-твердеющих сталях и никелевых сплавах; ослабляется предварительной холодной пластической деформацией, термомеханической обработкой, резким измельчением зерен, легированием W, Mo, Nb, Ti, В.

Вследствие термически и радиационно-стимулированной диффузии атомов через дефектную межфазную границу часть их захватывается дефектами границы, происходит их "залечивание". Таким образом осуществляется упрочнение межфазных границ за счет создания пограничного слоя с прочносвязанными атомами Co-W—С. Остальная часть атомов W и С растворяется в ГЦК-решетке кобальтовой фазы. При этом атомы W замещают атомы Со, а атомы С внедряются в октаэд-рические пустоты аналогично тому, как это происходит при спекании сплава, но только в гораздо больших концентрациях. После воздействия МИП происходит существенное размытие межфазных границ, которое в случае тонких кобальтовых прослоек затрагивает всю их толщину. В результате происходит исчезновение в этих местах межфазных границ и формирование единых, неоднородных по составу зеренных образований, которые можно наблюдать при металлографическом анализе.

Кроме того, может наблюдаться противоположный эффект, т.е. массоперенос титана в материал подложки. Процесс массопереноса элементов покрытия при ионно-плазменном осаждении нитрида титана осуществляется радиационно-стимулированной диффузией и диффузией по границам зерен. При этом скорость диффузии зависит от размеров зерна: массоперенос по границам более крупных рекристаллизованных зерен протекает в несколько раз медленнее, чем по границам мелких зерен. Фазовый состав покрытия в зависимости от давления азота изменяется от трехфазного: oc-Ti + Ti2N + TiN [96] при давлении азота 6,6- 10~3Па к двухфазному: ot-Ti + TiN при давлении азота 6,6 • I О"2 Па и к однофазному при давлении азота 0,2 Па и выше. Количество металлического титана в структуре покрытия падает до нуля с увеличением давления азота при PN2 s» 0,5 Па [96]. По данным

Энергетические блоки с реактором ВВЭР-440 оборудованы системами, обеспечивающими радиационную безопасность АЭС как для эксплуатационного персонала, так и для окружающего населения и природной среды. Постоянный дозиметрический контроль показывает, что никакого вредного влияния АЭС на окружающую среду не оказывает.

Энергетические блоки с реактором ВВЭР-440 оборудованы системами, которые обеспечивают радиационную безопасность персонала и окружающей среды. Систематические замеры показали, что концентрация ра-

водства предприятия, эксплуатирующего лаборатории, на старшего оператора возлагают обязанности ответственного за радиационную безопасность. При ночевках в населенных пунктах лаборатории должны размещаться на охраняемых территориях в запираемых гаражах.

На АЭС предусматриваются мероприятия, обеспечивающие радиационную безопасность для эксплуатационного персонала и окружающего населения как в условиях нормальной эксплуатации, так и на случай возникновения аварийной ситуации. Контроль за радиационной безопасностью осуществляется на каждой АЭС специальной дозиметрической службой и охватывает все помещения АЭС и окружающую территорию в радиусе 30— 40 км от АЭС. Стационарными и 'передвижными установками контролируются все среды: воздух, почва, растительность, вода и донные отложения в реках и водоемах. Систематический контроль и учет показывают, что в течение всех 137 реакторо-лет, наработанных на АЭС СССР до 1 января 1981 г., концентрация радиоактивных веществ в районах действующих АЭС была всегда ниже допустимой нормы и практически не отличалась от естественного фона.

вающие их высокую радиационную безопасность для персонала АЭС и для населения окружающей местности в условиях нормальной эксплуатации и в случае возникновения аварийных ситуаций в результате воздействия внутристанционных или внешних факторов, таких, как землетрясения и другие возможные воздействия. Особое внимание при этом уделяется созданию троекратно резервированных систем охлаждения активной зоны при аварийных ситуациях с целью недопущения расплавления ядерного топлива в этих случаях. Так же многократно резервируются системы питания электроэнергией аг-^ регатов, участвующих в обеспечении безопасности АЭС. Создаются специальные локализующие объемы и устройства, не допускающие выхода радиоактивных веществ за пределы реакторных отделений АЭС во всех случаях.

Опираясь на положительный опыт, показавший эксплуатационную надежность и радиационную безопасность централизованного теплоснабжения потребителей от Билибинской АТЭЦ, а также от некоторых АЭС, подающих теплоту в жилые районы, был проделан в течение десятой пятилетки большой объем научных, конструкторских и проектных исследований по созданию крупных АТЭЦ общего пользования. Были определены технический профиль АТЭЦ и возможные масштабы их строительства, выбрано основное оборудование для них, разработаны и утверждены технико-экономические обоснования сооружения АТЭЦ для теплоснабжения двух крупных городов — Одессы и Минска, выбраны площадки для строительства и начата разработка технических проектов на строительство этих АТЭЦ.

Новая компоновка главного корпуса с реактором ВВЭР-1000 с применением для реакторного отделения цилиндрической, герметичной защитной оболочки осуществлена на пятом энергоблоке НововорО'нежской АЭС. Разработан серийный проект АЭС с реакторами ВВЭР-1000 с размещением каждого энергоблока в отдельном главном корпусе, что дает возможность более четко организовать поточное строительство и ускорить ввод в действие мощностей на АЭС и одновременно повышает радиационную безопасность станции в аварийных ситуациях. По таким проектам намечено построить Запорожскую, Ростовскую, Хмельницкую, Балаков-скую и ряд других АЭС.

Несмотря на тщательность обоснования работоспособности твэлов и контроль за соблюдением нормальных условий теплообмена, не удается обеспечить абсолютную герметичность оболочек твэлов при их эксплуатации. Предельное число дефектов твэлов, допускаемое проектами АЭС с ВВЭР, составляет 1% с дефектами типа газовой неплотности и 0,1% с прямым контактом теплоносителя и диоксида урана. Суммарная удельная радиоактивность продуктов деления в теплоносителе ГЦК, соответствующая такой неплотности твэлов, составляет 0,05— 0,1 Ки/л на момент отбора пробы при 100%-ной тепловой мощности реактора (при этом удельная активность негазообразных продуктов деления через 2 ч после отбора пробы равна 5-Ю"3—5-10~2 Ки/л). Все системы и сооружения, обеспечивающие радиационную безопасность АЭС, рассчитаны на возможность длительной работы с указанными предельными значениями активности теплоносителя без нарушения действующих санитарных норм. Реально наблюдаемые на действующих блоках с ВВЭР значения удельной активности теплоносителя на один-два порядка^ ниже предельных значений.

члены комиссии — представители ОТК, лаборатории радиоскопического контроля, ответственное лицо за радиационную безопасность или инженер по технике беопасно-сти.

Рентгеновская трубка и регистратор гамма-квантов размещались в свинцовом боксе с толщиной стенок 25 мм, что обеспечивало полную радиационную безопасность работы на установке [3].

В заключение можно отметить, что описанный способ увеличения достоверности распознавания аварийных состояний реактора может представлять интерес для повышения радиационной безопасности в процессе эксплуатации АЭС не только потому, что его применение минимизирует число термоциклов, обусловленных неоправданными срабатываниями аварийной защиты. Получение на экране дисплея наглядной информации о теплотехническом состоянии активной зоны в виде комплексного параметра облегчает работу оператора и снижает вероятность его ошибочных действий. Это способствует безаварийной эксплуатации реактора, а значит, повышает радиационную безопасность.