| Нуклид | 131I | 137Cs | 141Ce | 103Ru | 106Ru | 134Cs |
| Удельная активность, в Ки/кг | 4. 10-7 | 5.10-9 | 2. 10-9 | 2.10-9 | 2. 10-9 | 5.10-9 |
Другим источником образования радиоактивных веществ на АЭС, кроме ядерной реакции
деления, служит процесс активации. Теплоноситель и переносимые им примеси, в первую
очередь продукты коррозии металла трубопроводов контура, попадая в активную зону,
подвергаются мощному облучению потоком нейтронов и становятся радиоактивными. Так,
если теплоноситель вода, то при захвате нейтрона с испусканием протона ядром атома 16O
образуется радиоактивный изотоп 16N. Кроме того, в воде всегда присутствует воздух,
а. следовательно, газ аргон, который, активируясь, образует радиоактивный изотоп 41Ar.
В воде обычно всегда имеются продукты коррозии конструкционных элементов реактора и
трубопроводов контура. В результате их активации образуются радионуклиды 60Со,
59Fe, 56Mn и др.
Не все радионуклиды имеют одинаковое значение с точки зрения радиационной
безопасности и защиты окружающей среды. Например, изотоп 16N имеет очень малый период
полураспада (Т1/2 = 7,11 сек), поэтому он просто не успевает выйти за пределы АЭС (являясь,
мощным γ-излучателем, он в основном обуславливает необходимость биологической защиты
реактора и трубопроводов 1 контура при работе на мощности). Основное значение, с точки
зрения радиационной безопасности и охраны окружающей среды, имеют ряд газообразных
радионуклидов, таких как 85Kr, 41Ar и др., а также радионуклиды с большим периодом
полураспада и большой биологической активностью, такие как 137Cs, 90Sr.
Следующим защитным барьером является полностью замкнутая система трубопроводов
первого контура, не допускающая поступление радионуклидов в помещения АЭС.
Накоплению радиоактивных продуктов в теплоносителе препятствует система постоянной
очистки, так называемая система байпасной очистки 1 контура.
В результате нарушения герметичности задвижек или других устройств первого контура,
радиоактивные вещества с протечками могут попадать в помещения АЭС. И затем, за счет
выхода газообразных радионуклидов, загрязнять воздух и образовывать загрязненные
радионуклидами трапные воды. Однако и в этом случае, их выходу во внешнюю среду
препятствует следующий защитный барьер.
Все газообразные радионуклиды собираются системами вентиляции станции и
направляются на специальные установки очистки, и только после очистки до допустимых
уровней содержания радионуклидов они могут поступать во внешнюю среду.
Загрязненные трапные воды также собираются, очищаются и возвращаются в
технологический цикл, или очищенные до нормативных безопасных уровней сбрасываются
во внешнюю среду.
РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ АЭС
Радиоактивные отходы (РАО) — неиспользуемые жидкие и твердые вещества или
предметы, образующиеся в результате деятельности учреждения, общая активность, удельная
активность и радиоактивное загрязнение поверхностей которых превышает уровни,
установленные действующими нормативными документами.
Любая деятельность в сфере обращения с радиоактивными отходами на Украине
регулируется Законом Украины "Об обращении с радиоактивными отходами". В соответствии
с данным Законом обращение с радиоактивными отходами — деятельность, связанная со
сбором, переработкой, транспортировкой, хранением и захоронением радиоактивных отходов.
Сбор радиоактивных отходов осуществляется силами и средствами учреждения, в
котором образуются радиоактивные отходы, отдельно от обычного мусора и строго раздельно
с учетом:
• физического состояния (твердые, жидкие);
• происхождения (органические, неорганические, биологические);
• периода полураспада радионуклидов, находящихся в отходах (до 15 суток,
более 15 суток);
• взрыво-и огнеопасности (опасные, безопасные).
Система обращения с радиоактивными отходами должна включать в себя сбор отходов,
временное их хранение, переработку, удаление и захоронение. Должны назначаться лица,
ответственные за сбор и передачу на захоронение радиоактивных отходов в учреждении,
которые обязаны вести учет радиоактивных отходов. На каждую партию радиоактивных
отходов, передаваемых на захоронение, необходимо оформлять паспорт.
Контейнеры для радиоактивных отходов должны быть типовыми. Размер и конструкция
контейнеров определяется типом и количеством радиоактивных отходов, видом и энергией
излучений радионуклидов. Внутренние поверхности контейнеров для многократного
использования должны плавно сопрягаться, быть гладкими, выполненными из
слабосорбирующего материала, допускающего обработку кислотами и специальными
растворами, и иметь достаточную механическую прочность. Контейнеры должны
закрываться крышками. Конструкция контейнеров должна быть такой, чтобы была возможна
их механизированная погрузка и выгрузка. Мощность дозы излучения на расстоянии 1 метр
от сборника с радиоактивными отходами допускается не более 10 мбэр/ч.
Транспортировка, переработка и захоронение радиоактивных отходов производится
пунктами захоронения радиоактивных отходов (ПЗРО) или специализированными
комбинатами.
Хранение радиоактивных отходов — размещение РАО в объекте, в котором
обеспечивается изоляция от окружающей природной среды, физическая защита и
радиационный мониторинг, с возможностью последующего извлечения, переработки,
транспортировки и захоронения. На АЭС хранение жидких и твердых РАО осуществляется
соответственно в хранилищах жидких отходов (КЖО) и хранилищах твердых отходов (XTO).
Хранение РАО может осуществляться как по месту образования РАО, так и по месту
переработки и захоронения РАО.
Захоронение радиоактивных отходов — размещение РАО в объекте, предназначенном
для обращения с РАО без намерения их использования.
Захоронение РАО во временных ПЗРО, как правило, запрещается. Но в отдельных
случаях допускается захоронение РАО во временных могильниках. Таким примером может
быть захоронение РАО в процессе ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС
в 1986 году. Извлечение РАО из временных могильников зоны отчуждения ЧАЭС, их
переработка и захоронение являются актуальной проблемой до настоящего времени.
Степень радиационной опасности при сборе, транспортировке, переработке и захоронении
радиоактивных отходов зависит от следующих основных факторов:
• величины активности;
• вида и энергии излучения;
• степени токсичности радиоактивных веществ, со держащихся в отходах;
• периода полураспада радионуклидов;
• физического состояния отходов (жидкие, твердые);
• вида и состояния тары.
TPO и ЖРО, содержащие короткоживущие нуклиды с периодом полураспада
до 15 суток, выдерживают в течение времени, обеспечивающего снижение активности до
безопасных уровней, а затем удаляют как обычный мусор на организованные свалки,
а ЖРО — в хозяйственно-бытовую канализацию при обязательном радиационном контроле.
Отработанное ядерное топливо АЭС, которое не подлежит переработке, после
соответствующей выдержки хранится в специальных хранилищах отработанного ядерного
топлива (ХОЯТ), оборудованных техническими средствами извлечения топлива из этого
хранилища.
На протяжении всего времени хранения или захоронения РАО регулярно осуществляется
контроль за их состоянием, радиационной обстановкой в хранилищах и окружающей
природной среде.
В необходимых случаях для учреждений устанавливаются допустимые сбросы
радиоактивных веществ в поверхностные водоемы.
В хозяйственно-бытовую канализацию допускается сброс радиоактивных сточных вод с
концентрацией, превышающей ДКВingest для воды не более чемв 10 раз, если обеспечивается
их десятикратное разбавление нерадиоактивными сточными водами в коллекторе данного
учреждения, а суммарный сброс радиоактивных веществ в водоем не превысит установленного
допустимого уровня. При малых количествах жидких радиоактивных отходов (менее 200 л),
а также при невозможности их разбавления, отходы должны собираться в специальные
емкости для последующего удаления и захоронения.
При удалении сточных вод непосредственно из учреждений или общегородской
канализации в открытые водоемы концентрация радиоактивных веществ в сточных
водах у места спуска их в водоем не должна превышать допустимой концентрации ДКВingest
для воды.
Запрещается удаление жидких радиоактивных отходов в поглощающие ямы, колодцы,
скважины, на поля орошения, поля фильтрации, в системы подземного орошения.
Газообразные радиоактивные выбросы
Наиболее значительную роль в формировании радиационной обстановки в районе
размещения АЭС играют инертные радиоактивные газы (ИРГ) и изотопы йода. В целом, в
состав газообразных радионуклидов осколочного происхождения входят: 18 изотопов
криптона, 15 изотопов ксенона и 20 изотопов йода. С точки зрения радиационной опасности
для населения, наибольшее значение имеют радионуклиды криптона, ксенона и йода. Кроме
этих нуклидов весьма значительную роль играют аэрозольные выбросы изотопов
стронция - 89, 90 и цезия - 134, 137, которые являются продуктами распада газообразных
нуклидов.
Механизм выхода летучих радиоактивных веществ в окружающую среду из
технологического цикла АЭС с реакторами ВВЭР и РБМК имеет ряд различий. Основным
путем поступления газо-аэрозольных выбросов в окружающую среду от реакторов ВВЭР
являются дегазация и испарение воды теплоносителя первого контура. Вода насыщается
радиоактивными веществами в результате активации (3H, 14C, 41Ar) и непосредственного ее
контакта с негерметичными оболочками ТВЭЛов (изотопы I, С, Kr, Xe, Sr, Ce, Ru).
Непосредственным источником поступления в атмосферный воздух летучих радиоактивных
веществ (в особенности 3H) от реактора ВВЭР является вентиляционная система герметичных
помещений первого контура и самого реактора.
Нуклидный состав газообразных выбросов АЭС с РБМК, в основном определяется газа-
ми, поступающими с эжекторов турбины — это радионуклиды продуктов деления (радио-
нуклиды криптона и ксенона). Кроме этого, в состав газообразного выброса входит газ
активационного происхождения — Ar, образующийся в газовом контуре и циркуляцион-
ных трубопроводах и баках контура охлаждения СУЗ. Активность и нуклидный состав крип-
тона и ксенона зависит, вообще говоря, от радиационного состояния активной зоны реактора,
а активность Ar — от мощности реактора. При длительной работе реактора на мощности
радиационное состояние его активной зоны стабилизируется и при реализации оптимального
управления радиационным состоянием поддерживается практически на одном уровне. Это
значит, что нуклидный состав газообразных продуктов деления также стабилизируется и
мало меняется в условиях нормальной эксплуатации реактора.
Радионуклиды йода присутствуют в выбросе в трех физико-химических формах:
• в аэрозольной, т.е. это радионуклиды, сорбированные на аэрозольных частицах;
• в газообразной, где основную массу составляет молекулярный йод (I2);
• в виде органического соединения — йодистого метила (CH3I). трудно сорбируемого и
обладающего высокой проникающей способностью через фильтры.
Йод, как продукт деления, образуется в атомарном виде, но в теплоносителе КМПЦ уже
присутствует во всех формах. В выбросе нормально функционирующих АЭС соотношения
между формами йода следующие:
• аэрозольная 1 — 2%;
• молекулярная 40 — 50%;
• органическая 50 — 60%.
Изотопный состав йода представлен 131I и 133I, причем доля их в выбросе примерно оди-
накова (см. табл. 11.3).
Таблица 11.3.
