10.3. ЗАГРЯЗНЕНИЕ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ
В ПРОЦЕССЕ РАБОТЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция. Современные промышленные реакторы используют лишь ядерную реакцию деления. Существует два основных типа реакторов: на тепловых нейтронах и на быстрых нейтронах.

Реакторы на тепловых нейтронах пока наиболее распространены на АЭС. Наилучшей способностью к реакции деления под действием тепловых нейтронов обладают ²³⁵U, ²³³U, ²³⁹Pu и ²³¹Pu. В природе встречается лишь один из них - ²³⁵U, который составляет 0,71% в природном уране. Для работы реактора необходимо обогащение урана изотопом ²³⁵U, количество которого в ядерном топливе составляет обычно 1,8 - 4,4%. Обогащенный уран в виде таблеток UO₂ загружается в полые герметические стержни-твэлы (тепловыделяющие элементы), сделанные из циркониевых сплавов. Так как сечение реакции деления ²³⁵U максимально на тепловых нейтронах, то твэлы погружают в замедлитель нейтронов, в качестве которого служат обычно вода, графит и т.д. Основной частью реактора является активная зона, в которой размещаются твэлы и протекает ядерная реакция. Тепло, выделяемое при экзотермической реакции деления, отводится

235

из активной зоны жидким или газообразным теплоносителем (Н₂О, СО₂, Na и др.), в качестве которого иногда используют сам замедлитель (воду). Управление ядерной реакцией осуществляется специальными стержнями из материалов, сильно поглощающих нейтроны (бор, кадмий). Эти стержни могут вдвигаться в каналы активной зоны и замедлять или полностью прекращать реакцию. Активная зона вместе с отражателями нейтронов помещается в защитный кожух.

В процессе работы ядерных реакторов накапливаются твердые, жидкие и газообразные радиоактивные отходы. Это продукты деления ядерного топлива, продукты активации и остатки непрореагировавшего топлива.

Продукты деления образуются преимущественно внутри твэлов и там остаются. Выход за пределы оболочки твэлов ничтожно мал для всех радионуклидов, кроме трития (³Н). Через оболочки из нержавеющей стали проходит около 80% ³Н. С цирконием связывается 99% ³Н. Микротрещины и дефекты оболочек твэлов - источник загрязнения охладителя (в случае двух-трехконтурного реактора) или теплоносителя (при одноконтурном реакторе). В состав продуктов деления входят благородные газы, летучие и нелетучие вещества (табл. 10.2 и 10.3). Все они являются бета- и гамма-излучателями и имеют периоды полураспада от долей секунды до десятков лет.

Таблица 10.2

Биологически значимые радионуклиды, образующиеся при работе ядерного реактора
(по Бабаеву, Демину, Ильину и др., 1984)

Радионуклид	Период полураспада	Радионуклид	Период полураспада	Радионуклид	Период полураспада
Благородные газы и йод
85Кr	10,7 года	113Хе	5,2 сут	129I	1,6 · 107лет
85mKr	4,5 ч	133mХе	2,2 сут	131I	8 сут
87Кr	1,3 ч	135Хе	9,1 ч	133I	21 ч
88Кr	2,8 ч	135mХе	15,7 мин	135I	6,6 ч
Твердые продукты деления
89Sr	51 сут	103Ru	39 сут	140Ва	13 сут
90Sr	28,6 года	106Ru	1 год	141Се	33 сут
91Y	59 сут	129mTe	34 сут	143Pr	14 сут
95Nb	35 сут	134Cs	2,1 года	144Се	284 сут
95Zr	64 сут	137Cs	30 лет	155Еu	5 лет
Продукты активации
51Cr	28 сут	59Fe	45 сут	3Н	12,3 года
54Mn	312 сут	65Zn	244 сут	14C	5730 лет
58Co	71 сут	95Nb	35 сут	41Аr	1,8 ч
60Со	5,3 года	95Zr	64 сут	110Ag	250 сут

236

Таблица 10.3

Удельная активность продуктов деления и трансурановых элементов в отработанном топливе реакторов мощностью 1 ГВт (эл.)
(по Бабаеву, Демину, Ильину и др., 1984)

Радионуклид	Период полураспада	Удельная активность, Ки/т топлива			Радионуклид	Период полураспада	Удельная активность, Ки/т топлива
		Реактор на тепловых нейтронах	Реактор на быстрых нейтронах				Реактор на тепловых нейтронах	Реактор на быстрых нейтронах
Продукты деления					Трансурановые элементы
144Се	284 сут	892	1280		241Рu	15 лет	116	600
95Nb	35 сут	869	2660		242Сm	163 сут	19,3	65,5
95Zr	64 сут	524	2100		238Pu	88 лет	2,79	11,2
106Ru	1 год	459	1290		244Cm	18 лет	2,50	1,24
89Sr	51 сут	214	637		240Pu	6,5 · 103 лет	0,48	0,43
137Cs	30 лет	107	109		239Pu	2,4 · 104 лет	0,33	3,53
147Pm	2,6 года	104	353		241Аm	433 года	0,17	1,57
90Sr	29 лет	76,9	43,4		243Аm	7330 лет	17 · 10-3	50 · 10-3
3H	12,3 года	0,7	0,9		242Pu	3,8 · 105 лет	1,4 · 10-3	13 · 10-3

Среди продуктов активации присутствуют радионуклиды различного состава и продолжительности жизни (табл. 10.2 и 10.3). Наиболее долгоживущие - продукты активации топлива (изотопы Np, Pu, Am, Cm), имеющие периоды полураспада до десятков тысяч лет. Менее долгоживущие - продукты активации теплоносителя, охладителя и конструкционных материалов.

Подавляющая часть радионуклидов находится внутри твэлов. Отработанные твэлы выдерживают на территории АЭС в специальных бассейнах выдержки для распада короткоживущих радионуклидов. Затем их отправляют на радиохимические заводы, где после переработки они идут в отходы конечной стадии ядерного топливного цикла (ЯТЦ).

Технологическую схему АЭС конструируют таким образом, чтобы поступающие во внешнюю среду радионуклиды не превышали по своим концентрациям предельно допустимые концентрации (ПДК), предусмотренные санитарными нормами.

Газообразные отходы возникают в основном за счет очистки теплоносителя, протечек трубопроводов и вентиляционного воздуха. Они проходят сложную систему очистки на фильтрах и хроматографических колонках. Иногда газы выдерживают в специальных газгольдерах. Время выдержки - от нескольких суток до нескольких десятков суток, что существенно снижает их активность. Газы выбрасывают после очистки через высокую трубу (100 - 150 м), чтобы обеспечить лучшее разбавление в атмосфере.

237

В состав сбрасываемых отходов входят радиоактивные благородные газы (изотопы криптона и ксенона), небольшое количество трития, иногда и аэрозолей. Выбросы ³Н составляют порядка 20 Ки/МВт электроэнергии в год, а ¹⁴С - 6 - 10 мКи/1 МВт в год (Бабаев, Демин, Ильин и др., 1984).

Жидкие отходы непосредственно в окружающую среду не сбрасываются. Они подвергаются тщательной очистке методами ионообменной хроматографии, осаждения и др. Очищенные воды вновь используются, а твердые концентраты помещаются в емкости и после отверждения захораниваются. При переполнении емкостей для хранения очищенных вод они могут частично сбрасываться в окружающую среду. Это так называемые дебалансовые воды, активность которых не превышает предельно допустимых концентраций для питьевой воды, установленных санитарными нормами. Ахтивность в основном обусловлена тритием, от которого вода не очищается.

Твердые отходы с низкой удельной активностью включают сравнительно большие объемы веществ. Основная доля высокой активности приходится на отходы, которые по объему не превышают нескольких процентов. В них входят твердые остатки, накопившиеся при очистке жидких и газообразных отходов. Малоактивные отходы захоранивают в специально отведенном месте на территории АЭС, высокоактивные - отправляют в особые хранилища.

238