| Точка контроля | Йод-131 (%) | Йод- 133 (%) |
| BT-1 (1-я очередь) | ||
| ВТ- 2 (2-я очередь) |
Изотопный состав аэрозолей долгоживущих нуклидов (ДЖН) в выбросе,в общем, пред-
ставлен 20 — 25-ю радионуклидами. Среди них можно выделить 7 — 10 нуклидов, имею-
щих повышенную по сравнению с другими объемную активность, вклад этих радионуклидов
в суммарную мощность выброса представлен в табл. 11.4.
Таблица 11.4
Нуклидный состав выбросов ДЖН ЧАЭС, %
| Радионуклид | Вклад, % | Радионуклид | Вклад, % |
| Йод-131 | 10 — 30 | Марганец-54 | 1.5 — 2,5 |
| Хром-51 | 35 — 55 | Железо-59 | 0,8 — 1,6 |
| Кобальт-60 | 2,5 — 4,5 | Цезий-137 | 5—7 |
| Кобальт-58 | 1,3 — 2,3 | Цезий- 134 | 3 — 5 |
Радионуклиды продуктов деления по номенклатуре и активности присутствуют в соста-
ве ДЖН в количестве, зависящем от того, каково радиационное состояние активной зоны
реактора, то есть сколько и с какими дефектами эксплуатируется негерметичных ТВЭЛ в
активной зоне. Радионуклиды продуктов коррозии накапливаются в теплоносителе в зависи-
мости от сроков работы АЭС.
Третьим важным источником радиоактивных выбросов АЭС с реакторами РБМК являются
активированные и насыщенные летучими осколочными продуктами деления газы, которыми
продувается графитовая кладка реактора.
Химические формы газо-аэрозольных выбросов АЭС разнообразны: ИРГ поступают в
атмосферу в своих молекулярных формах; тритий в виде 3HHO, 3HH, 3H2; 14C — в виде
14CH4,14CO2 и 14CO; изотопы йода — в форме метил-йодида и других простых органических
соединений, а также в форме I и I2; 89-90Sr, 131,137Cs, 144Ce — в виде сульфатов, нитратов,
хлоридов, карбонатов; изотопы плутония — в виде нерастворимой окиси PuO2 и растворимого
Pu(NO3)4, адсорбированных на частицах размером 0,2-0,8 мкм.
Все парогазовые и аэрозольные выбросы АЭС проходят систему очистки (в частности,
выдерживаются определенное время в газгольдерах (камеры выдержки) для распада
короткоживущих радионуклидов) или очистку на специальных установках подавления
активности (УПАК).
Для очистки вентиляционного воздуха от аэрозолей, в составе вентсистем на АЭС,
предусматриваются фильтровальные станции. Это блоки с различными адсорбирующими
фильтрами (угольными, аэрозольными). Эффективность очистки на таких фильтрах довольно
высока, например эффективность аэрозольных фильтров типа ДКЛ—23 составляет 90 —
95%.
Кроме рассмотренных выше радионуклидов, в выбросах АЭС присутствуют также
изотопы трития — сверхтяжелого водорода, и углерода 14.
Тритий, содержащийся в воздушных выбросах и водяных сбросах АЭС, входит в состав
паров воды и практически беспрепятственно проходит системы очистки. Радиобиологическая
роль трития определяется его химическими свойствами, которые полностью соответствуют
обычному водороду, в результате чего тритий может входить в состав любых органических
и неорганических соединений. Поскольку период полураспада трития довольно велик
(12,26 года), он мог бы представлять серьезную радиационную опасность если бы не являлся
очень мягким бета-излучателем (средняя энергия бета-излучения трития составляет
5,8 кэВ) Доля трития, выбрасываемого в атмосферу АЭС с реактором ВВЭР-1000,
составляет 32% от его общего поступления в окружающую среду АЭС (остальное количество
3H содержится в жидких сбросах). Средняя концентрация изотопа в воздушном выбросе
реактора данного типа — 1 — 2 Бк/л. Для реакторов РБМК эти показатели в 10 — 100 раз
ниже.
14С — также биогенный элемент, который может участвовать в биохимических и
биологических процессах, наряду со своим стабильным изотопом. Его излучение (чистый
бета-излучатель, со средней энергией 54 кэВ) не представляет серьезной радиационной
опасности. Однако, благодаря своему большому периоду полураспада (5730 лет),
углерод-14 может накапливаться и, в связи со своей биологической активностью, имеет важное
значение. 14С образуется в естественных условиях в верхних слоях атмосферы в результате
взаимодействия космических нейтронов с азотом воздуха. На АЭС он образуется в результате
активации 13С, 14N, и 17О. Основная масса 14С удерживается в месте его образования, в
активной зоне, и за ее пределы не поступает, и АЭС не играют существенной роли, как
источник 14C. В связи с тем, что большие количества 14C образовывались при ядерных
испытаниях, а также при переработке облученного ядерного топлива, в настоящее время во
всем мире проводится контроль его содержания в объектах внешней среды, однако допустимых
норм его содержания в выбросах АЭС не установлено.
