Радиационную безопасность

Высокие скорости смещения атомов ( 50) (10~2 —10~3 с/а • с) при ионном облучении позволяют набрать большую дозу за относительно короткое время. Этот метод нашел . широкое применение при разработке конструкционных материалов для предварительной оценки их склонности к радиационному распуханию и выбора перспективных материалов, которые в дальнейшем проходят проверку в рабочих условиях реактора.

Недостатки. 1. Температурный сдвиг, обусловленный необходимостью сохранения соотношения скоростей возникновения и исчезновения точечных дефектов. В результате не воспроизводятся условия зарождения пор и не имитируются сопутствующие радиационному распуханию диффузионные процессы.

факт уменьшения склонности материалов к радиационному распуханию о введением примесей или при проведении удачной термомеханической обработки предшествует теоретическому обоснованию причин их благоприятного влияния на реакцию материала относительно воздействия облучения. Иными словами, разработка радиационно-стоиких материалов часто носит эмпирический характер. Научно обоснованные рекомендации разработчикам конструкционных материалов могут быть даны только на основании достоверных знаний о механизмах зарождения и роста пор.

К сожалению, непосредственно наблюдать зарождение пор в условиях нейтронного облучения материалов невозможно. В имитационных экспериментах, например при облучении в высоковольтном электронном микроскопе, можно следить за развитием пор с момента их проявления. Однако и в этом случае нельзя достоверно отделить зарождение пор от роста, поскольку к моменту фиксации (15—20 А) уже происходил некоторый рост пор. Работ по фиксации и идентификации пор меньшего размера при электронно-микроскопическом исследовании объектов очень мало [50]. Изменение структуры повреждения (каскады, пары Френкеля) приводит к тому, что зарождение пор в условиях электронного облучения начинается и прекращается при более низкой дозе, чем в условиях нейтронного облучения. В имитационных экспериментах не имитируются также продукты ядерных превращений и сопутствующие радиационному распуханию при нейтронном облучении длительные диффузионные процессы. Следовательно, наши знания о процессах зарождения и роста пор должны быть основаны на совокупности результатов имитационных и реакторных экспериментов. i

Не установлено закономерной связи между склонностью металла к радиационному распуханию и его кристаллографическим строением. Различие развития радиационного распухания в ГЦК- и ОЦК-металлах проявляется в различии соотношения скорости зарождения пор и скорости их роста. Как правило, в ОЦК-металлах концентрация пор выше, а их размер меньше [104]. Исключение составляет железо, в котором наблюдаются немногочисленные поры большого размера [63, 104, 108]. Указанное различие может быть обусловлено, во-первых, тем, что все исследованные ОЦК-металлы, за исключением железа, — тугоплавкие металлы, для них характерно другое соотношение энергетических параметров точечных дефектов структуры; во-вторых, различием в кристаллографии, дефектности, подвижности и стабильности зарождающихся дислокационных петель [39, 44].

Из чистых металлов наибольшей склонностью к радиационному распуханию обладает магний [67 ], в связи с чем полностью подавленное или замедленное распухание циркония и титана [67, 104] нельзя приписать их кристаллографическому строению.

Размерная стабильность коррелирует с термодинамической устойчивостью однофазного состояния сплава в условиях облучения — из сплавов Fe — Cr — Ni наименьшей склонностью к распуханию при данной температуре облучения обладают сплавы, находящиеся в однофазной области; изменение химического состава, вызывающее переход в двухфазную область, приводит к увеличению склонности сплава к радиационному распуханию. Максимальной склонностью к распуханию обладают сплавы, находящиеся в трех фазной области [56, ПО].

ность нимоника РЁ-16 к радиационному распуханию обусловлена малой растворимостью водорода в этом материале.

В первой работе по радиационному распуханию неделящихся материалов Кауторн и Фултон [2], сопоставив результаты исследования оболочек твэлов и ненапряженных образцов, установили, что причина развития пористости не связана с наличием напряжений в материале оболочки, однако величина распухания зависит от напряженного состояния объекта в течение облучения.

Зависимость склонности материала к радиационному распуханию от предыстории облучения

Зависимость склонности материала к радиационному распуханию от исходной структуры, а следовательно, от предшествующей облучению механико-термической обработки не вызывала сомнений. Наиболее распространенный метод воздействия на дислокационную структуру — деформация при комнатной температуре путем прокатки, волочения или ковки. При этом различие в дислокационной плотности задается различием в степени дефор-

Каждый контур представляет собой замкнутую систему. Многоконтурная схема обеспечивает радиационную безопасность и создает удобства для обслуживания оборудования. Выбор числа контуров определяется в зависимости от типа реактора и свойств теплоносителя, характеризующих его пригодность для использования в качестве рабочего тела в турбине.

Каждый контур представляет собой замкнутую систему. Многоконтурная схема обеспечивает радиационную безопасность и создает удобства для обслуживания оборудования. Выбор числа контуров определяется в зависимости от типа реактора и свойств теплоносителя, характеризующих его пригодность для использования в качестве рабочего тела в турбине.

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-

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.

К первой категории относят здания, сооружения, конструкции, оборудование и элементы, обеспечивающие радиационную безопасность при сейсмических воздействиях вплоть до МРЗ, в частности реакторное оборудование, системы отвода теплоты от реактора, локализующие системы и т. п.

Все системы и сооружения, обеспечивающие радиационную безопасность АЭС, рассчитывают на возможность длительной работы с указанными предельными значениями активности теплоносителя без нарушения действующих санитарных норм. Реально достигаемые на действующих блоках с ВВЭР значения удельной активности теплоносителя в 10—100 раз ниже предельных значений.