2.1. Основные источники радиационной опасности при авариях на аэс
Как показывают многочисленные исследования, при нормальной эксплуатации АЭС количество радионуклидов, выбрасываемых с жидкими и газообразными отходами, находитсяна одном уровне или даже меньше, чем на тепловой угольной электростанции той же мощности. В то же время действующий реактор представляет собой потенциально опасный радиационный источник внешнего и внутреннего облучения.
Система радиационной безопасности АЭС должна обеспечивать снижение уровня g-нейтронного излучения до допустимого предела и исключать распространение радиоактивных веществ, накапливаемых при работе реактора и попадания их в окружающую среду.
Потенциальная опасность АЭС обусловлена главным образом продуктами деления урана, накапливающимися в активной зоне работающего энергетического реактора. Другие потенциальные источники радиоактивного загрязнения имеют второстепенное значение (табл. 6). Следует иметь в виду, что само ядерное топливо фактически не представляет радиационной опасности. Это объясняется невысокой активностью урана и практическим отсутствием у него g-излучения.
Увеличение радиационной активности продуктов деления урана при работе реактора можно иллюстрировать следующим примером. Если суммарная начальная активность урана при полной загрузке реактора ВВЭР-440 (42 т) с обогащением около З% составляет 16 Кu (кюри), то через год работы реактора активность накопленных продуктов деления возрастает до 109 Кu. Остановка реактора с выдержкой в один год приводит к снижению их активности на порядок.
Активность радионуклидов на АЭС мощностью 1000 МВтТаблица 6
Участок АЭС | Суммарная активность, Ku | Доля активности в активной зоне, % | ||||
| Топливо | Полости | Всего | Топливо | Полости | Всего |
Активная зона* | 8,1×109 | 1,4×108 | 8,24×109 | 98 | 2 | 100 |
Хранилище отработавшего топлива: |
|
|
|
|
|
|
| 1,3×108 | 1,3×107 | 1,31×109 | 16 | 0,16 | 16 |
| 3,6×108 | 3,8×106 | 3,64×108 | 4,5 | 0,046 | 4,5 |
Транспортный контейнер | 3,2×107 | 3,1×105 | 2,23×107 | 0,27 | 0,0038 | 0,27 |
Перегрузочный контейнер | 2,2×107 | 2×105 | 2,2×107 | 0,27 | 0,0025 | 0,27 |
Хранилище отходов:
|
- - |
- - |
9,3×104 9,5 |
- - |
- - |
0,0012 1,2×106 |
* Расчет для тепловой мощности 3,2 ГВт через 30 мин после остановки реактора.
** Выгружено 2/3 активной зоны: 1/3...3 сут назад и 13...150 сут назад.
*** Выгружена 1/2 активной зоны: 1/3 хранится 150 сут и 1/3- 60 сут.
Основная активность приходится на следующие вещества (в скобках указан период полураснада, Т1/2):
133Хе (5,245сут);140La (40,22ч); 140Ва (12,79сут);95Nb (35,15сут);95Zr (63,95сут);141Се (32,5сут);143Pr (13,58сут);144Се (284,3сут);144Pr (17,28 мин);99Мо (66,02 ч);103Ru (39,95сут);131I (8,1сут);106Ru (368,2сут).
Радиоактивные вещества, выброшенные при аварии за пределы АЭС, распространяются по направлению ветра. Люди и животные подвергаются при этом внешнему и внутреннему облучению вследствие попадания радиоактивных веществ внутрь организма через органы дыхания.
- Охрана окружающей среды от вредного воздействия аэс
- 1. Ядерный топливный цикл и его воздействие на биосферу
- 1.1. Ядерное топливо. Общие сведения
- 1.2. Радиоактивные вещества, образующиеся при работе аэс
- 1.3. Нормы радиационной безопасности. Системы защит
- 2. Обеспечение радиационной безопасности при авариях на аэс
- 2.1. Основные источники радиационной опасности при авариях на аэс
- 2.2. Потенциальные аварийные ситуации на аэс
- 2.3. Последствия радиационной аварии
- 2.4. Средства локализации аварий
- 2.5. Системы автоматизированного контроля в районе аэс