Радиоактивных продуктов

К недостаткам следует отнести сравнительно малый ионизационный ток. Кроме того, многие а- и (J-изотопы излучают и ^-лучи. Основные мероприятия по обеспечению безопасности обслуживающего персонала при монтаже и эксплуатации радиоактивных нейтрализаторов изложены в «Санитарных правилах» [270].

Радиоактивные нейтрализаторы просты и неприхотливы. Их форма и размеры могут быть легко изменены. Им не требуется внешних источников энергии, но они должны регулярно обновляться, так как радиоактивность со временем уменьшается (см. [2]), При их использовании необходимо учесть требования радиационной защиты (см. гл. 5). Применение радиоактивных нейтрализаторов имеет преимущества в опасных условиях [106] и там, где электризация не слишком интенсивная.

10.3. Действие радиоактивных нейтрализаторов. Излучаемые радиоактивными источниками а- и р-частицы вызывают ионизацию, при которой рождаются положительные и отрицательные ионы. Если эти ионы находятся ря-

Ионный ток у радиоактивных нейтрализаторов ниже, чем у активных или пассивных устройств. Их применение ограничено нейтрализацией малых поверхностных плотностей зарядов. Преимуществом радиоактивных нейтрализа-

элементы вводятся в керамические микросферы [65]. Их размер около 35 мкм в диаметре. В такой упаковке радиоактивное вещество не вступает в реакцию с другими веществами и остается химически инертным. Оптимальная конфигурация радиоактивных нейтрализаторов может быть определена моделированием на ЭВМ [115] или экспериментально с помощью измерительной аппаратуры [56].

15.1. Влияние расстояния до заряженной поверхности. Влияние изменения расстояния между нейтрализатором и заряженной поверхностью носит двоякий характер. У пассивных нейтрализаторов коронный разряд появляется под воздействием заряженной поверхности. Если нейтрализатор расположен слишком далеко, то разряд будет слабый, появится мало носителей зарядов и эффективность нейтрализации не будет большой. Носители заряда все же будут двигаться под воздействием поля между нейтрализатором и заряженной поверхностью. Если еще увеличить расстояние, то носители зарядов будут двигаться в еще более слабом поле [12]. Этот процесс снижает эффективность нейтрализатора. Для активных нейтрализаторов существенным является только изменение расстояния, поскольку коронный разряд в них не зависит от заряженной поверхности, а происходит под действием напряжения питания. Слабое поле и большое расстояние особенно сильно снижают эффективность нейтрализаторов, работающих на переменном напряжении. Основная причина этого заключается в том, что гораздо легче происходит рекомбинация положительных и отрицательных носителей зарядов во время движения на большое расстояние. Воздушный поток может в некоторой* степени помочь носителям зарядов быстрее достичь поверхности [70]. У радиоактивных нейтрализаторов носители зарядов образуются не в одной точке, а в объеме. Если место установки нейтрализатора выбрано оптимально, то носители зарядов рождаются непосредственно перед поверхностью. Но и в этом случае они движутся под действием поля, созданного заряженной поверхностью.

Как показали исследования, радиоактивные нейтрализаторы могут эффективно работать при больших расстояниях от заряженной поверхности, чем другие типы. Нейтрализующая способность радиоактивных нейтрализаторов сильно

Радиоактивные нейтрализаторы обычно помещаются в заземленный металлический корпус. С одной стороны, металлический корпус защищает нейтрализатор от механических повреждений, а с другой — поглощает а- и В-излучение так, что излучение направлено только в сторону нейтрализуемых зарядов (см. гл. 5). Металлический корпус должен быть заземлен, поскольку на незаземленном корпусе может появиться опасный потенциал (см. гл. 2). Любой металлический предмет, расположенный в зоне радиоактивного нейтрализатора, может снизить его эффективность, как было показано на примере активных нейтрализаторов. Однако этот эффект радиоактивных нейтрализаторов проявляется в меньшей мере, поскольку они ионизируют большие объемы.

особенно а-активные нейтрализаторы. Если их металлический корпус или контейнер не заземлен, то на нем накапливается большой заряд, который может вызвать разряд. При работе в пожароопасных условиях искра может послужить причиной пожара (см. гл. 2). Во избежание возникновения пожара металлические корпуса радиоактивных нейтрализаторов должны быть надежно заземлены. Емкость всей системы должна быть минимальной.

При использовании радиоактивных нейтрализаторов воздух не становится радиоактивным. Также не наводится радиоактивность и в нейтрализуемом материале. Серьезную опасность представляет попадание в окружающую среду радиоактивного вещества при разрушении радиоактив-

Экспериментально определено, что радиоактивные нейтрализаторы могут эффективно работать на гораздо больших расстояниях от заряженной поверхности, чем активные нейтрализаторы, но их ток нейтрализации весьма ограничен. Поэтому были разработаны системы, обеспечивающие проникновение ионов на значительное расстояние от источника [107]. Целью разработки было получить диффузную плазму, как у радиоактивных нейтрализаторов, но обладающую высокой нейтрализующей способностью, как у обычных активных нейтрализаторов постоянного тока. Многоигольчатая коронирующая система, представляющая собой ряды игл друг против друга [108], полностью или частично окружена изолирующим корпусом. Питание осуществляется от униполярных источников высокого напряжения. При немного более высоком напряжении на положительных коро-нирующих электродах можно получить примерно равные концентрации ионов обеих полярностей (>10П 1/м3). Такая система может работать при большем расстоянии от заряженной поверхности (80 см), так как положительная и отрицательная зоны коронирования разнесены в пространстве, что в свою очередь снижает рекомбинацию. Эффективность нейтрализации при использовании этой системы высока, и она особенно хорошо работает при частых флуктуациях за-

период). В обоих случаях специальные системы безопасности должны обеспечивать: удержание радиоактивных продуктов в установленных границах; аварийный останов реактора и поддержание его в подкритическом состоянии; аварийный отвод теплоты из активной зоны реактора для предотвращения ее расплавления.

Выполнение первого условия безопасности необходимо в связи с тем, что при сжигании ядерного топлива (например, на АЭС мощностью 1000 МВт расходуется около 3 кг урана в сутки) образуется эквивалентное количество радиоактивных продуктов деления. Для приведенного примера их активность составляет около 1020 Бк (1010 Ки). Пока эта активность находится внутри оболочки ТВЭЛов, она не представляет серьезной опасности. Если же топливо и продукты деления при разрушении хотя бы одного ТВЭЛа перейдут в водный теплоноситель (в современном энергетическом реакторе количество ТВЭЛов достигает 50 тыс.), то возникнет аварийная ситуация, требующая останова реактора.

Вторым (основным) барьером распространения активности является собственно оболочка ТВЭЛа. Материал оболочки выбирают, исходя из обеспечения нейтронно-физических процессов при протекании ядерных реакций, а также высокой коррозионной устойчивостью к водному теплоносителю. Такими свойствами обладает сплав циркония с ниобием (1%), из которого формируют оболочки ТВЭЛов толщиной, почти в 100 раз превышающей длину свободного пробега осколков деления ядерного топлива. Поэтому вероятность выхода радиоактивных продуктов распада через герметичную оболочку близка к нулю. Последующие защитные барьеры допускают эксплуатацию реактора при 1% негерметичных ТВЭЛов, имеющих микротрещины. Для реакторов, устанавливаемых на ACT и АТЭЦ, которые возводят вблизи крупных населенных пунктов, допустимый

Исключение выброса радиоактивных продуктов введением теплообменника переводит этот вид ПЭ в другой — термо-механи-ческий.

рами-размножителями, 3) повышение мощности агрегатов до 2 тыс. МВт и более, 4) создание «полупиковых» АЭС и ядерных ТЭЦ большой мощности, 5) сокращение сроков от начала строительства до выхода АЭС на полную мощность примерно до шести лет, 6) исследование и создание ядерно-электрических реакторов. Термоядерные ЭУ — главная отдаленная перспектива крупной энергетики. Сжигание смеси дейтерия с тритием позволит получать огромное количество энергии при минимальном выходе радиоактивных продуктов. Более отдаленная возможность — это синтез ядер одного дешевого дейтерия.

Предполагается, как это видно из 7.19, что ядерный топливный цикл должен быть замкнутым. В действительности он еще не является замкнутым. Отсутствует завершающая стадия топливного цикла —процесс переработки, при котором неиспользованный 235U и полученный в реакторе 239Ри разделяются, превращаются в форму, пригодную для изго-• товления топлива и возврата в топливный цикл. Существует множество причин, из-за которых отсутствует- это звено в ядерном топливном цикле (некоторые попытки по его созданию уже были предприняты). Для того, чтобы до конца представить сложившуюся ситуацию, вспомним, что реактор мощностью 1 ГВт(эл.), работая с полной нагрузкой, ежедневно потребляет 3 кг 235U. Это значит, что производится также около 3 кг побочных радиоактивных продуктов, а также значительное количество трансурановых элементов. В табл. 7.7 приведены сведения, дающие представление

В результате неупругого рассеяния нейтронов на ядрах может возникать гамма-излучение. Доля энергии этих процессов может составлять до 20 % всей передаваемой энергии. Тепловые нейтроны в отличие от быстрых не могут образовывать вторичные заряженные частицы с высокими значениями LA. Энергия тепловых нейтронов часто не превышает энергии связи атомов в молекулах водородсодер-жащих соединений. Однако эти нейтроны могут вызывать возбуждение атома, а также возбуждать колебательные переходы в молекулах, что приводит к разогреву вещества. Кроме того, тепловые нейтроны могут поглощаться некоторыми ядрами с образованием радиоактивных продуктов. Однако ядра атомов, которые в основном составляют живую ткань, имеют небольшие сечения поглощения нейтронов.

Излучение воздействует на человека постоянно: солнечные лучи, излучения природных радиоактивных веществ, радиоактивных продуктов, образующихся в ядерных реа'кторах, и радиоактивных выпадений после испытаний ядерного оружия. Кроме того, облучение происходит при рентгенографических обследованиях, при лечении с использованием методов радиационной терапии, а также при просмотре телепередач и в ряде других случаев, о которых речь пойдет ниже. •

Возможность значительного выхода радионуклидов в окружающую среду нельзя исключить даже при нормальной работе водо-охлаждаемых ядерных реакторов. И, конечно, большие количества радиоактивных продуктов могут быть выброшены в случае аварийных ситуаций, таких как известный инцидент на АЭС Три Майл Айленд (США). Однако, как показывают оценки, даже в этой чрезвычайной ситуации для человека, который находился бы у северного входа АЭС на протяжении 24 ч в сутки в течение первых трех дней сразу же после инцидента, интегральная эквивалентная доза облучения всего тела составила бы не более 90 мбэр. Это значение дозы может показаться большим, если сравнить его

Представляет также интерес сопоставление масштабов последствий аварии на АЭС Три Майл Айленд и последствий такого явления природы, как извержение вулкана Сент-Хеленс. По оценке значение общей активности радионуклидов, выброшенных в окружающую среду в результате аварии на АЭС Три Майл Айленд, составляет 9-Ю16 Бк, тогда как при извержении вулкана Сент-Хеленс 18 мая 1980 г. в атмосферу попали радиоактивные вещества, активность которых приблизительно составляет 1,1-1017 Бк. Следует заметить, что основная доля активности аварийных выбросов АЭС Три Майл Айленд приходится на радиоактивный газ ксенон, тогда как в составе радиоактивных продуктов извержения вулкана Сент-Хеленс преобладают радий, торий, полоний, свинец и калий. Эти элементы биологически гораздо более активны, чем ксенон, и поэтому потенциально значительно более опасны.

22. Индивидуальная доза облучения от радиоактивных продуктов, которые попадают в окружающую среду в результате нормальной работы АЭС, составляет в расчете на одного жителя США примерно 10~7 Гр в год. Сколько дополнительных случаев раковых заболеваний может вызвать работа 200 реакторов в течение 30 лет? Более реалистичная оценка предполагает, что полную расчетную дозу от работы АЭС получит только около 1 % населения. Как изменится результат, если принять эту оценку? .