Одна из главных задач на любой АЭС — обеспечение радиационной защиты «рабочего» контура, в котором находится турбина. Отсюда появилась традиционная двухконтурная система, в которой «рабочий» контур разделен с активным первичным теплоносителем. Несмотря на это, во втором контуре все же может быть небольшая активность, источниками которой в первую очередь являются:
а) ядерные реакции под действием облучения;
б) диффузия активных веществ из первого контура;
в) неплотности парогенератора.
Вклад этих источников можно уменьшить, если использовать соответствующие конструкционные материалы, а также тщательным изготовлением и испытаниями парогенератора, созданием радиационной защиты и просвечиванием сварных швов между первым и вторым контурами. Ядерные превращения под действием облучения уменьшить значительно проще, чем предотвратить диффузию активных веществ. Поэтому прежде всего следует опасаться радиоактивных элементов с малыми порядковыми номерами, которые сравнительно легко могут проникать через трубную систему парогенератора. Главнейший среди них — тритий (3Н), период полураспада которого составляет около 12,3 года. Тритий проникает в пар и воду второго контура и обнаруживается потом в окружающем пространстве.
Тритий может образовываться в результате следующих ядерных превращений:
Кроме перечисленных имеется еще целый ряд ядерных реакций, приводящих к образованию трития, однако они не имеют практического значения.
Упомянутые реакции имеют место прежде всего в первом контуре. Реакция (3.1) практически невозможна; она протекает в два этапа, и сечение захвата на втором этапе очень мало (0,57 мбарн ). Кроме того, в первичном теплоносителе очень мала концентрация водорода. Реакция (3.2) также весьма маловероятна. Хотя сечение захвата тепловых нейтронов 3Не относительно большое (5400 барн), содержание 3Не в первичном теплоносителе очень мало (до 10-6—10-7). Кроме того, вероятность образования трития по этой реакции со временем падает по мере уменьшения содержания 3Не. Добавкой 3Не для компенсации утечек теплоносителя из контура можно пренебречь. Важнее образование трития при делении урана по реакции (3.3). На каждые 104 делений образуется 1 атом трития. Например, в реакторе AVR тепловой мощностью 45 МВт в секунду образуется до 1,4-1014 атомов трития, что соответствует 6,9 мкКи/с. Реакцию (3.4) также следует принимать во внимание, поскольку следы лития имеются в графите и углероде, а также в воде второго контура (как, например, в реакторе «Драгон»), Сечение этой реакции составляет 950 барн, т. е. достаточно велико.
Реакции (3.5) и (3.6) протекают в поглощающих материалах. Реакция (n, 2а) имеет небольшое сечение (максимум 280 мбарн при энергии нейтронов 5,6 МэВ), но из-за относительно большой массы карбида бора в поглощающих стержнях приводит к существенному выходу трития.
Реакции (3.6а), (3.66) проходят в два этапа и приводят также к заметному выходу трития. Сечение реакции (3.6а) составляет 0,07 барн при 3 МэВ; сечение реакции (3.66) — 0,5 барн при 8 МэВ.
Наряду с образованием трития в первом контуре происходит его непрерывное удаление. Главную роль при этом играют система газовой очистки, а также возможные утечки и диффузия трития.
1 1 барн = 10-24 см2; 1 мбарн = 10-27 см2.
Тритий образуется в большом количестве в легководных и особенно тяжеловодных реакторах, содержащих значительное количество дейтерия. В таких реакторах диффузия атомарного трития отходит на задний план ввиду практически мгновенного соединения трития с кислородом и водородом. Это означает, что образовавшийся в первом контуре водяного реактора тритий находится в нем в виде загрязнений, вместе с которыми он может попасть в окружающую среду. В противоположность реакторам HTR, где тритий находится в газовой сфере и свыше 95% его количества можно улавливать в системе газоочистки, в водо-водяных реакторах до сих пор практически тритий не удаляется. Это значит, что в окрестности АЭС с водо-водяным реактором значительно больше трития, чем около АЭС с реакторами HTR, а в окрестности тяжеловодного реактора еще больше. В настоящее время в США проводятся широкие исследования по удалению трития из энергетических реакторов, первоначальные результаты которых кажутся обнадеживающими.
