При захвате нейтронов ядрами атомов конструкционных материалов активной зоны и химических веществ, поступающих в реактор совместно с теплоносителем, происходят ядерные превращения, связанные с поглощением нейтронов и образованием новых радионуклидов. Отмечены следующие типы ядерных реакций: (п, γ), (п, р), (п, а), (п, β), (п, 2п) [56].
Активность, возникающая в результате поглощения ядрами атомов нейтронов, называется наведенной. Радионуклиды, образующиеся при этих реакциях, обладают периодами полураспада от нескольких секунд до нескольких лет.
Примером этого вида взаимодействия является активация кислорода в составе циркуляционной воды по реакции 16О (η, р) 16Ν при энергии нейтронов больше 9,5 МэВ. Нуклид 16Ν имеет период полураспада 7,4 с и, распадаясь, испускает жесткие γ-кванты с энергией 6 МэВ. Вследствие малого периода полураспада активность по данной реакции проявляется только во время работы реактора, но из-за большой энергии излучения вносит существенный вклад в радиационную обстановку в помещениях первого контура.
Как уже отмечалось, современная технология и схемы водоподготовки позволяют получить воду высокой степени чистоты с весьма малыми концентрациями примесей. Несмотря на это, часть примесей все же попадает в реактор и активируется в его нейтронном поле. Это явление наиболее характерно для случая ухудшения водно-химического режима, связанного с «проскоком» солей через систему водоочистки, в частности конденсатоочистки.
Таблица 8.2. Реакции активации примесей
В табл. 8.2 приведены наиболее характерные реакции, приводящие к активации примесей циркуляционной воды, не являющихся продуктами коррозии конструкционных материалов.
В процессе эксплуатации АЭС идет непрерывное накопление в реакторе продуктов коррозии, которое тем больше, чем хуже водно-химический режим станции. Через несколько суток после остановки реактора активность оборудования первого контура в основном определяется содержанием радионуклидов коррозионного происхождения: Сr-51, Мn-54, Co-58, Fe-59, Co-60, Zn-65. Указанные радионуклиды появляются в результате следующих процессов:
а) выход активных продуктов коррозии с корродирующих поверхностей активной зоны (коррозия зоны),
б) активация коррозионных отложений, находящихся в нейтронном поле реактора (активация отложений),
в) вылет ядер отдачи с корродирующих поверхностей или отложений;
г) ионный и нуклидный обмен между корродирующей пленкой и отложениями;
д) активация продуктов коррозии, взвешенных в циркуляционной воде (активация шлама).
Целесообразно рассматривать коррозионные пленки и отложения раздельно, поскольку при использовании в активной зоне циркониевых сплавов коррозия их поверхности не вносит существенного вклада в активность циркуляционной воды.
В зависимости от конструкционных особенностей реактора и водного режима первого контура вклад каждого процесса в общую активность продуктов коррозии различен. Продукты коррозии распределены по всему контуру неравномерно: 40—50 % составляют прочную пленку, плотно прилегающую к поверхности металла вне активной зоны; около 40 % скапливаются в виде осадка в застойных зонах, зазорах, тупиковых участках трубопроводов и т. д., образуя «ловушки шлама» с высокой радиоактивностью, а также в виде накипи на теплопередающих поверхностях; 10—15 % продуктов коррозии удаляются системой очистки продувочной воды первого контура и только около 0,1 % циркулирует вместе с теплоносителем. Вследствие малого содержания шлама в теплоносителе и короткого времени пребывания его в активной зоне вклад механизма «активация шлама» в общую активность циркуляционной воды незначителен, поэтому в дальнейшем он не рассматривается.
Коррозия зоны.
Выход активированных продуктов коррозии определяется через абсолютную скорость выхода материала, которая для нержавеющей стали примерно равна 100 мг/(м2-мес).
Выход активности пропорционален удельной активности корродирующей пленки и времени ее роста. На рис. 8.1 приведены результаты роста наведенной активности 1 мг стали XI8Н10Т для наиболее характерных реакций: 54Fe (n, р) 54Мn, 58Ni (n, р) 58Со, 59Со (η, γ) 60Со. Из графиков видно, что за 3 года облучения (примерная кампания реактора) активность Мn-54 и Со-58 почти достигла насыщения, тогда как для Со-60 составила лишь 1/3 насыщения.
Активация отложений.
Механизм выхода активности из коррозионных отложений и переноса ее по контуру может быть различен. Отложения могут формироваться и поддерживаться в равновесном состоянии под действием механических сил, когда отдельные частицы касаются поверхности и прилипают к ней или другим частицам. Отложение примесей может происходить из потока осаждением или вследствие роста концентрации при кипении. Смыв отложений возможен под действием механических сил как результат гидравлического или теплового возмущения или за счет растворения отложений в теплоносителе. Выход активности из активированного слоя отложений увеличивается с ростом толщины отложений и уменьшается с увеличением времени их роста до предельного значения, при котором начинается их смыв. Другими словами, выход активности прямо пропорционален скорости роста отложений, которая для нейтрального режима составляет 10,0—20,0 г/(м2-мес) и около 0,4—0,5 г/(м2-мес) для режима с высоким значением pH.
Ядра отдачи
При реакциях на быстрых нейтронах ядра отдачи могут вносить значительный вклад в выход активности в теплоноситель. Максимум потоков ядер отдачи приходится па энергию нейтронов 2,5 МэВ для реакции 58Ni (п, р) 58Со и на энергию 5 МэВ для реакции 54Fe (п, р) 54Мn. Нейтроны с такой энергией составляют соответственно 18,5 и 8,0% потока. Выход активности в циркуляционную воду по механизму «ядра отдачи» для стали XI8Н10Т по нуклидам Мn-54, Со-58 и Со-60 составляет соответственно 1,7·1011, 1,11·1012 и 7,8·1010 Бк/мес. Таким образом, ядра отдачи могут играть заметную роль в загрязнении циркуляционной воды нуклидом Со-58. Вследствие этого же эффекта в циркуляционную воду поступает более 50 % общего количества нуклида Мn-54, переходящего со стопок оборудования в теплоноситель.
Ионный и нуклидный обмен.
Присутствующие в частицах шлама радионуклиды диффундируют с поверхности частиц. Скорость их выхода в теплоноситель определяется скоростью диффузии. Доля активности, выходящей из отложений в теплоноситель, достаточно велика и составляет примерно 17—22%. При короткоживущей активности и большом времени роста отложений диффузия ядер может оказаться более важным процессом, чем механический смыв отложений.
Таблица 8.3. Изменение удельной активности, обусловленной продуктами коррозии
В табл. 8.3 приведены данные по изменению со временем активности (в процентах общей активности), обусловленной наличием нуклидов Сr-51, Fe-59 и Со-60, образующихся в результате коррозии материала активной зоны. Из таблицы видно, что активность по нуклидам Сr-51 и Fe-59 первоначально растет со временем, а затем начинает падать. Этот эффект объясняется тем, что скорость коррозии материала активной зоны уменьшается со временем и скорость распада радионуклидов выравнивается со скоростью поступления окислов из металла в пленку. В то же время вклад механизма «коррозия зоны» в накопление радионуклида Со-60 почти не меняется и составляет 25—27 % общей активности.
Механизм «активация отложений» является основным в накоплении радиоактивных продуктов коррозии на внутренних поверхностях оборудования первого контура. Источником нуклида мишени Со-59 помимо нержавеющей стали являются другие материалы с высоким содержанием стабильного кобальта, например стеллитовые наплавки на уплотняющих поверхностях арматуры и подпятниках питательных насосов. Наличие в контуре циркуляции теплоносителя материалов, содержащих большое количество кобальта, приводит к увеличению его содержания в продуктах коррозии до 0,3 % и активности нуклида Со-60 за счет механизма «активация отложений» почти в 4 раза. Активность по радионуклиду Со-60 через 10 тыс. ч составляет примерно 60 % общей активности в контуре.
Обычно в реакторах активность радионуклида Со-60 доходит до 90 % общей активности по долгоживущим радионуклидам продуктов коррозии, что объясняется перерывами в работе АЭС, во время которых Со-60 (как наиболее долгоживущий) распадается меньше. Таким образом, удаление кобальта из материалов всего контура циркуляции теплоносителя, а также применение водно-химического режима, замедляющего коррозию, являются основными мерами по улучшению радиационной обстановки при ремонтных работах на оборудовании первого контура.
Таблица 8.4. Характеристика радионуклидов, образующихся при активации продуктов коррозии
Характеристики радионуклидов, образующихся в результате активации продуктов коррозии в реакторах с водным теплоносителем, приведены в табл. 8.4. Основную массу продуктов коррозии составляют окислы железа, содержание которых в циркуляционной воде в период пуска реактора может доходить до нескольких десятков миллиграммов в литре. Под влиянием нейтронного излучения стабильное железо образует в основном только два радионуклида: Mn-54 и Fe-59, но в кипящих реакторах вследствие уноса паром оно способствует загрязнению долгоживущими радионуклидами оборудования машинного зала.
Для насыщенного пара давлением 7,0 МПа (обычно применяемого на современных АЭС) коэффициент распределения примесей между паром и циркуляционной водой для продуктов коррозии некоторых элементов конструкционных материалов имеет следующий примерный порядок величин: Ре3О4—10%, NiO—1 %, CuO—0,1 %. Наиболее «летучими» являются продукты коррозии железа, содержащиеся в циркуляционной воде в виде гидратированных соединений, например х FeOOH·уFe(OH)2.
Гидратированные окислы железа обладают хорошей сорбционной способностью по отношению ко многим радионуклидам. Ниже приведена удельная активность продуктов коррозии в пересчете на 1 мг железа по некоторым наиболее распространенным радионуклидам, содержащимся в циркуляционной воде кипящих реакторов:
Таким образом, радиационная обстановка на блоке в значительной степени определяется состоянием водно-химического режима, в частности протеканием коррозионных процессов конденсатно-питательного тракта одноконтурных АЭС.
