Продукты деления (ПД)
Кратко вопросы образования и распространения РАО затрагивались в разделе 1.2. Дополним эти положения в части, касающейся ГРО.
Итак, при делении ядер образуется много различных нуклидов. Все эти продукты деления (ПД) и дочерние изотопы образуются внутри таблеток топлива и в основном остаются там. Небольшая часть вследствие диффузии попадает в пространство между таблетками и оболочкой твэла. Выход их через герметичную оболочку в теплоноситель возможен также только за счет диффузии. Этот выход мал для всех нуклидов, за исключением трития. Последний в водоохлаждаемых реакторах химически связывается цирконием, являющимся основным материалом оболочек твэлов. В результате выход трития через оболочки не превышает 1 %. При использовании оболочек твэлов из нержавеющей стали (реакторы типа БН) через них диффундирует до 80-98 % трития, но последний образует с натрием устойчивое химическое соединение, которое удерживается холодными фильтрами-ловушками системы очистки теплоносителя.
На практике некоторые твэлы в активной зоне могут иметь те или иные дефекты оболочек, возникающие в процессе работы. Если даже в оболочке появились только микротрещины, в теплоноситель через них будут выходить продукты деления: газообразные (изотопы ксенона и криптона) и легколетучие (изотопы иода, цезия и другие).
Наиболее биологически значимые радионуклиды ИРГ и иода представлены в табл. 5.4.
Дальнейший путь выхода ПД в атмосферу зависит от типа реакторной установки (РУ). В одноконтурных установках газовые ПД уносятся из реактора с паром, а продукты, существующие в аэрозольной форме, - с каплями влаги, увлекаемыми паром; далее они попадают в турбину и отсасываются эжекторами из конденсаторов вместе с другими неконденсируемыми газами, образуя технологические сдувки, которые затем выбрасываются в венттрубу. В двухконтурных РУ - эти продукты удаляются через деаэратор подпитки также в венттрубу. Чтобы снизить активность выброса, технологические сдувки подвергаются выдержке и очистке (см. ниже). Возможно также попадание ПД в воздух технологических помещений - при течах теплоносителя, ремонтах, связанных с разгерметизацией радиоактивного контура, и в других случаях.
Существует заметное различие в составе радионуклидов продуктов деления, находящихся в теплоносителе и в ГРО одноконтурных реакторов (РБМК, ВК) и двух- и трехконтурных (ВВЭР, БН). Из-за замкнутости первого контура последних время пребывания в нем радиоактивных веществ намного больше, чем в открытом контуре МПЦ реактора РБМК. В случае ВВЭР, например, поток воды из первого контура (в систему очистки или в виде протечек) относительно мал. Поэтому скорость выведения радиоактивных газов также мала. Период полувыведения составляет от нескольких часов до нескольких суток в зависимости от конструктивных особенностей реакторной установки и режима работы. Как показывают расчетные оценки [42], в случае ВВЭР-440 этот период достигает трех суток, а в ВВЭР-1000 - в несколько раз меньше. Разница объясняется тем, что в системе очистки ВВЭР-440, в отличие от ВВЭР-1000, не производится дегазация подпиточной воды, т.е. удаление из нее радиоактивных газов.
В кипящем реакторе газы переходят из воды в пар и довольно быстро (за время до 30 с) выводятся из контура через эжекторы конденсаторов турбин.
Поэтому в теплоносителе ВВЭР преобладают долгоживущие нуклиды 133Xe, 135Xe, 85mKr, а в РБМК существует весь спектр ПД, включая короткоживущие. Следовательно, на АЭС с реакторами РБМК задержка газов перед выбросом их в вентиляционную трубу (о чем будет идти речь далее) имеет большее значение, чем в случае ВВЭР.
В случае БН газовые ПД концентрируются в газовой «подушке» реактора над уровнем натрия, там же находится радиоактивный аргон 41Ar, появляющийся в результате активации по реакции 40Ar(n,y)41Ar. Радиоактивные газы забираются из газовой подушки при подготовке реактора к перегрузке и выдерживаются в специальных ресиверах (см. ниже). Как правило, трудностей при работе реактора они не доставляют. Что касается легколетучих ПД, то они либо растворяются в натрии, либо образуют с ним химические соединения. Опасность они могут представлять только в случае течи и горения натрия.
Из сказанного выше ясно, что одним из путей снижения выхода ПД в атмосферу и соответственно уменьшения активности ГРО является поддержание на возможно более низком уровне активности теплоносителя по ПД. По этой причине нормативными документами [14] устанавливается в качестве предела безопасной эксплуатации максимально допустимое число твэлов с негерметичными оболочками, которые могут находиться в активной зоне. В реакторах ВВЭР и РБМК допускается число газонеплотных твэлов (с микротрещинами) не более 1 %, а с крупными дефектами - 0,1 %. Для реакторов БН соответствующие значения - 0,2 и 0,02 %. Фактические показатели дефектности твэлов действующих АЭС в настоящее время во много раз меньше этих предельно допустимых значений.
