Студопедия.Орг Главная | Случайная страница | Контакты | Мы поможем в написании вашей работы!  
 

Лекция 15. Защита от излучения реактора на АЭС



ИСТОЧНИКИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ НА АЭС

Вне зависимости от типа реактора, установленного на АЭС, и ее технологической схемы основными источниками излучения на АЭС являются активная зона реактора, трубопроводы и оборудование технологического контура, бассейны выдержки с отработанным ядерным топливом, системы спецводоочистки и их оборудование, сама защита реактора.

Таблица 6.1.

работающем на полной мощности, ежесекундно происходит 1018—1019 делений ядер 235U. При каждом акте деления освобождается два-три нейтрона, из которых по крайней мере один не испытывает взаимодействия с ядрами атомов топлива и выходит за пределы активной зоны реактора. Кроме того, при делении испускается несколько γ-квантов. В результате вблизи реактора (в отсутствие защиты) мощность эквивалентной дозы облучения может составить несколько зиверт (сотни бэр) в секунду. (Смертельная доза облучения для человека равна 6 Зв — 600 бэр).

Плотность потока нейтронов в активной зоне при работе реактора достигает 1013—1014нейтр/(см2·с). Наиболее вероятное значение энергии нейтронов деления составляет 0,75 МэВ, а средняя энергия около 2,0 МэВ. При делении 235U образуется также мгновенное γ-излучение с энергией фотонов в диапазоне 0,2 — 7,0 МэВ и средней энергией около 1,0 МэВ. Продукты деления содержат очень большое количество радионуклидов, являющихся β- и γ-излучателями, активность которых зависит как от времени облучения, так и от времени выдержки после облучения в реакторе.

Работа ядерного реактора характеризуется постоянным образованием и накоплением долгоживущих высокоактивных продуктов деления по мере выгорания ядерного топлива. Так, например, в активной зоне водо-водяных реакторов типа ВВЭР-440 ежесуточно образуются такие радиотоксичные нуклиды, как I и Sr в количестве 1,1·106и 1,8·102 Ки (4,1· 1016 и 6,5·1012Бк) соответственно. К концу трехлетней кампании этого реактора полная активность продуктов деления составляет около 6·109 Ки (2,2·1020 Бк), или 1,4·108 Ки (5,2·1018 Бк) на 1 т топлива, при этом более 50% активности приходится на долю газообразных продуктов деления.

Рис. 6.1. Относительное изменение активности продуктов деления, образованных в реакторе на тепловых нейтронах, от времени выдержки t для различной кампании реактора T. На рис. 6.1 показана зависимость изменения активности продуктов деления, образованных в реакторе на тепловых нейтронах от времени выдержки после останова реактора для различной кампании T. Очевидно, что с увеличением кампании возрастает доля долгоживущих радионуклидов в смеси продуктов деления. В результате, как видно из рис. 6.1, спад активности после останова реактора идет медленнее. Наряду с продуктами деления в реакторе происходит накопление активированных под воздействием нейтронов радионуклидов, входящих в состав металлических конструкций корпуса реактора и I контура (преимущественно 59Fe, 54Mn, 66Zn, 60Co).

При работе реактора на мощности его активная зона является источником нейтронов и γ-излучения. Другие виды излучения, образующиеся в активной зоне, не выходят за его пределы, их можно не рассматривать. Активная зона остановленного реактора является в основном источником γ-излучения.

Источники нейтронов в активной зоне работающего реактора можно подразделить на четыре группы:

· мгновенные нейтроны, т.е. нейтроны, сопровождающие процесс деления ядер горючего;

· запаздывающие нейтроны — испускаются сильно возбужденными ядрами осколков деления;

· нейтроны активации — испускаются при радиоактивном распаде продуктов некоторых ядерных реакций;

· фотонейтроны — образуются в результате (γ, n)-реакций на некоторых ядрах.

Наибольший вклад в дозу облучения, при работе реактора на мощности, вносят мгновенные нейтроны.

Источники γ-излучения работающего реактора более многочисленны и подразделяются на следующие группы:

· мгновенное излучение, то есть γ-излучение, сопровождающее процесс деления;

· излучение короткоживущих продуктов деления, большая часть излучения этой группы испускается в первые 10 минут после деления;

· излучение долгоживущих продуктов деления — испускаются за время, большее 10 минут после деления;

· захватное излучение, то есть γ-излучение, сопровождающее (n, γ)-реакции;

· излучение, сопровождающее неупругое рассеяние нейтронов;

· излучение, сопровождающее (n, р) и (n, α)-реакции;

· излучение продуктов активации;

· излучение, сопровождающее аннигиляцию позитронов;

· тормозное излучение, т.е. излучение, образующееся при торможении β-частиц в активной зоне.

Источники нейтронов. Мгновенные нейтроны образуются практически одновременно с делением ядра. Среднее число мгновенных нейтронов при делении 235U, 233U, 239Pu равно 2,5 ±0,03, 2,47 ± 0,03 и 2,9 ± 0,04 соответственно. Запаздывающие нейтроны образуются в количестве, существенно меньшем (0,002 — 0,007 нейтр./деление), и испускаются некоторыми продуктами деления с периодами полураспада 0,18 — 54,5 с.

Энергетическое распределение мгновенных и запаздывающих нейтронов описывается различными эмпирическими формулами, но чаще формулой:

(6.1)

где S(En) — количество нейтронов.

En — энергия нейтронов, МэВ.

В области энергий от 4 до 12 МэВ — наиболее важной с точки зрения радиационной зашиты—спектр нейтронов деления можно описать простой экспонентой:

S(En) = 1,75 ехр (— 0,776 En), (6.2)

погрешность этого соотношения не более 15%.

Для целей радиационной защиты необходимо иметь интегральный спектр нейтронов
деления, то есть количество нейтронов в спектре нейтронов деления (6.1) с энергией,
превышающей En:

(6.3)

Для профилактической работы спектр нейтронов деления (рис. 6.2) и интегральный спектр нейтронов деления (рис. 6.3) представляют в виде таблиц, в которых S(En) и χ(Εn) нормированы на единицу. Наиболее вероятная энергия нейтронов деления 0,6 — 0,8 МэВ, а средняя — 2 МэВ, максимальная принимается равной 12 МэВ.

В результате взаимодействия нейтронов, образовавшихся при делении с ядрами элементов, входящих в состав активной зоны (упругое и неупругое рассеяние, поглощение, деление), спектр нейтронов деления (рис. 6.2) деформируется и приобретает вид, показанный на рис. 6.4. В области энергий, соответствующих группе быстрых нейтронов, он практически не отличается от спектра нейтронов деления, в промежуточной области энергий — это спектр замедляющихся нейтронов, то есть 1/En — спектр, а в тепловой и надтепловой областях энергии — спектр Максвелла. Естественно, что на рис. 6.4 показан принципиальный вид спектра, реальный зависит от состава активной зоны, и информацию о нем, так же как и о спектре нейтронов утечки из активной зоны и их количестве (плотности потока нейтронов на поверхности активной зоны), можно получить из результатов расчета физических характеристик активной зоны. Источники γ-излучения. Мгновенное γ-излучение постоянно сопровождает процесс деления. Из полного количества энергии, выделяющейся при одном делении, на его долю приходится 7,2 — 7,5 МэВ. Испускается эта энергия как несколькими, так и одним γ-квантом.

Рис. 6.4. Спектр нейтронов в активной зоне ядерного реактора.

Энергетическое распределение мгновенного γ-излучения описывается соотношением:

S(Eγ) = 8,0exp(-l,lEγ), (6.4)

где Eγ — энергия γ-квантов, МэВ.

γ-Излучение короткоживущих продуктов деления (на одно деление) образуется в количестве, близком к количеству мгновенных γ-квантов, и имеет одинаковое с ним энергетическое распределение:

S(Еγ) = 6,0ехр(-1,1Еγ). (6.5)

Следовательно, суммарное энергетическое распределение первых двух источников
γ-излучения:

S(Eγ)= 14exp(-1,1Eγ). (6.6)

Захватное γ-излучение образуется в результате захвата нейтронов, главным образом тепловых, ядрами элементов, входящих в состав активной зоны (топливо, замедлитель, теплоноситель, конструкционные материалы). Спектр захватного γ-излучения для ядра одного элемента линейчатый, поэтому энергетическое распределение захватного γ-излучения в активной зоне реактора зависит от ее состава. Максимальная энергия γ-квантов захватного излучения составляет примерно 10 МэВ.

Активационное γ-излучение — это γ-излучение радиоактивного распада ядер, образовавшихся в результате захвата нейтронов стабильными ядрами материалов активной зоны. При работе реактора на мощности обычно в качестве источника γ-излучения рассматривают нуклид 16N, образующийся по реакции 16O(n,p)16N и испускающий γ-кванты с энергией 8,87 МэВ (~1%), 7,11 МэВ (5%) и 6,13 МэВ (69%). Период полураспада 16N равен 7,11 с.

Удельная мощность как двух первых источников γ-излучения, так и источников активационного и захватного γ-излучения приводится в специальной литературе, наиболее подробные сведения такого рода сконцентрированы в специальных атласах.

Энергетический спектр γ-излучения формируется в результате процессов рассеяния, распространения и потери энергии γ-квантов в материалах активной зоны. Типичный спектр γ-излучения, вылетающего из активной зоны водо-водяного реактора в радиальном направлении, приведен на рис. 6.5.

Рис. 6.5. Спектр γ-излучения, вылетающего из активной зоны водо-водяного реактора.

На фоне непрерывного распределения хорошо видны пики захватного γ-излучения, возникающего при взаимодействии нейтронов с ядрами 57Fe, 58Fe, 54Cr, 59Ni и водорода. В общем случае спектр γ-излучения зависит от состава активной зоны, конструкционных материалов, удельной энерговыработки топлива, мощности реактора, пространственной координаты и других параметров. Характерная плотность потока γ-квантов на поверхности активной зоны реакторов ВВЭР и РБМК равна 1014 см-2 · с-1.

Плотность потока γ-квантов на поверхности активной зоны вычисляют как выход γ-квантов из источника излучения с самопоглощением, то есть с учетом того, что на пути от места образования до поверхности активной зоны γ-квант может взаимодействовать с материалами активной зоны.

Остальные, перечисленные ранее, источники γ-квантов, в активной зоне играют существенно меньшую роль в формировании поля γ-излучения как в самой активной зоне, так и за ее пределами, и при рассмотрении работающего реактора их можно не учитывать.

Излучение остановленного реактора. Поскольку состав продуктов деления в активной зоне остановленного реактора зависит только от времени работы реактора на мощности t и времени, происшедшего после останова реактора τ, а их содержание — от мощности реактора, то мощность источников γ-излучения (долгоживущих продуктов деления) может быть вычислена заранее для различных t и τ при условной, например единичной, мощности реактора. Такие расчеты проделаны, и результаты оформлены в виде таблиц или графиков (рис. 6. 6), на которых приведены значения мощности источников γ-излучения (МэВ/с) γ-квантов нескольких (обычно семи) энергетических групп в зависимости от τ при разных t. Приняты следующие значения границ энергетических групп: I) 0,1 — 0,4 МэВ; II) 0,4 — 0,9 МэВ; III) 0,9 — 1,35 МэВ; IV) 1,35 — 1,8 МэВ; V) 1,8 — 2,2 МэВ; VI) 2,2 — 2,6 МэВ и VII) более 2,6 МэВ. Этих данных вполне достаточно, чтобы, например, определить плотность потока γ-излучения той или иной энергетической группы на поверхности активной зоны.

Рис 6.6. Плотность потока энергии γ-излучения из активной зоны остановленного реактора.

Другие источники γ-излучения, существующие в активной зоне остановленного реактора, обычно не рассматриваются, так как их вклад в плотность потока γ-излучения на поверхности активной зоны невелик.

Технологические контуры АЭС как источники излучения.

Теплоноситель и присутствующие или поступающие в него при работе АЭС примеси, попадая в процессе циркуляции в зону облучения нейтронами, становятся радиоактивными, так как на ядрах вещества теплоносителя и примесей могут происходить (n, γ)-, (n, p)- и (n, α)-реакции, в связи с которыми теплоноситель становится источником γ-излучения (β-частицы, образующиеся при распаде активных ядер, не выходят за пределы оборудования, по которому циркулирует теплоноситель). При нарушении герметичности оболочек ТВЭЛов в теплоноситель могут поступать топливо и продукты деления, что является дополнительным источником γ-излучения теплоносителя. Трубопроводы и оборудование первого контура (главные циркуляционные насосы, парогенераторы, компенсаторы объема и т.д.) являются источниками ионизирующего излучения, так как внутри них находится радиоактивный теплоноситель. Активность теплоносителя обусловлена "собственной", осколочной и наведенной активностями.

Собственная активность зависит от свойств ядер самого теплоносителя. Так, например, для водного теплоносителя в результате взаимодействия в активной зоне потоков быстрых нейтронов с ядрами кислорода и водорода теплоносителя возникают следующие реакции: 16О(n, p)16Ν, 17Ο(n, p)17Ν, 18Ο(n, γ)190, 2H(n, γ)3H. Как ранее отмечалось, основную активность теплоносителя в первом контуре реакторов ВВЭР и РБМК обуславливает высокоэнергетическое излучение короткоживущего нуклида 16N, образующегося под действием нейтронов с энергией выше 10 МэВ в результате первой реакции. Это объясняется большим сечением взаимодействия быстрых нейтронов с 16O и тем, что естественное содержание в природе этого изотопа равно 99,8%. Собственная активность теплоносителя при работе реактора достигает 10-1 Ки/л (3,7·109 Бк/л), а мощность дозы γ-излучения вплотную к трубопроводу первого контура 100 бэр/ч (1 Зв/ч). После остановки реактора активность 16N быстро снижается. Взаимодействие быстрых нейтронов с другим изотопом кислорода 17O приводит к образованию 17N, распадающегося с периодом полураспада 4,2 с. с испусканием нейтронов. Приведенные реакции являются реакциями активации нейтронами ядер теплоносителя, при этом распад образующихся нуклидов обуславливает собственную активность теплоносителя.

Осколочная активность теплоносителя обусловлена продуктами деления, попадающими в первый конур при разгерметизации оболочек ТВЭЛов. Разгерметизация ТВЭЛов происходит вследствие высоких температурных и радиационных нагрузок, а также из-за процессов коррозионно-усталостного типа и начинается с появления микротрещин, через которые будут диффундировать газообразные и летучие продукты деления (изотопы криптона, ксенона, йода, рубидия, цезия). В реакторах действующих АЭС используется в основном ядерное топливо на основе двуокиси урана-238, обогащенного ураном-235. ТВЭЛы активной зоны реактора представляют собой стержни с цилиндрической оболочкой из циркониевого сплава, заполненные таблетками из спеченной двуокиси урана. Между таблетками и оболочкой имеется зазор, а в верхней части ТВЭЛа — свободное пространство, так как в процессе работы реактора происходит распухание таблеток двуокиси урана. В центре таблеток имеется сквозное осевое отверстие. При работе реактора в топливе образуются твердые, летучие и газообразные продукты деления. Газообразные и летучие продукты деления мигрируют вначале в открытые поры в спеченной двуокиси урана, затем поступают в осевые отверстия, зазор под оболочкой и в объем свободного пространства в верхней части ТВЭЛа. При появлении микротрещин они выходят из-под оболочки ТВЭЛа в теплоноситель со скоростью, пропорциональной степени негерметичности ТВЭЛа. В результате воздействия различных факторов (высокая температура, коррозия, радиационное охрупчивание, вибрация, переменные тепловые и гидравлические нагрузки) микротрещины в некоторых случаях развиваются в крупные дефекты оболочек ТВЭЛов. При таких дефектах возможен прямой контакт теплоносителя с топливом и выход в теплоноситель твердых продуктов деления и урана.

На действующих АЭС с ВВЭР, как и на зарубежных с реакторами PWR, число газо-неплотных ТВЭЛов (с микротрещинами) не должно превышать 1%, а число ТВЭЛов с крупными дефектами — 0,1%. Для АЭС с РБМК (для зарубежных с BWR) пределы повреждения оболочек ТВЭЛов такие же, хотя в проектируемых АЭС они снижены соответственно до 0,1 и 0,01 %.

Третьим видом активности теплоносителя является наведенная активность примесей, включающих в себя минеральные соли (особенно соли натрия), растворенные газы (аргон и др.) и продукты коррозии (окислы железа, никеля, кобальта, хрома и др.), попадающие в теплоноситель при их смыве с конструкционных элементов и внутренних поверхностей трубопроводов. Основной вклад в этот вид активности теплоносителя после остановки реактора вносят активированные продукты коррозии. Хотя в качестве конструкционных материалов ядерных реакторов применяют коррозионно-стойкие стали, все же они при температуре воды около 3000C корродируют со скоростью до 0,001 мм/год. Вместе с теплоносителем продукты коррозии переносятся по технологическому контуру АЭС, в том числе через активную зону реактора, при этом часть из них осаждается на поверхностях конструкций активной зоны, например на ТВЭЛах, и подвергается облучению нейтронами. Определенная доля образовавшихся радионуклидов в результате растворения пленки отложений поступает с поверхности ТВЭЛов в теплоноситель и вместе с ним выносится за пределы активной зоны. Затем активированные продукты коррозии могут осесть на поверхности оборудования технологического контура вне зоны облучения нейтронами и образовать пленку активных отложений на внутренних поверхностях: парогенераторов, насосов, барабанов-сепараторов, арматуры, трубопроводов и др.

Радионуклидный состав и активность теплоносителя и отложений на оборудовании зависят от типа теплоносителя, материалов контура и активной зоны, герметичности оболочек ТВЭЛов, способности радионуклидов к осаждению на поверхности и поступлению их в теплоноситель.

В водо-охлаждаемых ядерных реакторах оборудование технологического контура изготовляется из коррозионно-стойких сталей, поэтому в состав коррозионных отложений входят радионуклиды кобальта, железа, хрома, марганца и др. (табл.6.2).

Таблица 6.2.





Дата публикования: 2015-06-12; Прочитано: 1641 | Нарушение авторского права страницы | Мы поможем в написании вашей работы!



studopedia.org - Студопедия.Орг - 2014-2021 год. Студопедия не является автором материалов, которые размещены. Но предоставляет возможность бесплатного использования (0.006 с)...