«С. С. Ветохин РАДИОХИМИЯ Пособие для студентов специальности 1-54 01 03 Физико-химические методы и приборы контроля качества продукции Минск 2010 УДК 544.58(075.8) ББК 24.13я73 В39 Рассмотрено и рекомендовано к изданию ...»

В ходе таких замен отработанное топливо из бассейна выдержки после снижения активности до допустимого уровня (выгорание короткоживущих наиболее активных изотопов) переносят в бассейн приреакторного хранилища, где оно хранится в течение нескольких лет. Отработанное ядерное топливо (ОЯТ) высокорадиоактивно. Вода служит защитой и охлаждающей средой, отводящей тепло, т. к. продукты деления все еще интенсивно выделяют тепло. После нескольких лет охлаждения в бассейне сборки пригодны для транспортировки либо в могильник, либо на перерабатывающий завод.

9.5.9. Переработка и восстановление В центре переработки отработанные ТВЭЛы освобождают от оболочки, а извлеченные топливные таблетки растворяют в азотной кислоте. Обычно в первом цикле выделения около 99% продуктов распада деления удаляется. В дальнейшем идет очищение и отделение плутония от урана. Конечными продуктами второй стадии являются UO2 и РuО2, которые могут быть вновь использованы. Разделение этих окислов является прямонаправленным химическим процессом для производства материалов для ядерного оружия, а также для возвращения нерасщепленного материала в производство для изготовления новых топливных элементов.

Из реактора ВВЭР-1000 (электрическая мощность – 1ГВт) ежегодно выгружается 23 т ОЯТ с содержанием продуктов деления 40 кг/т, т. е. 920 кг высокоактивных веществ. За год в мире накапливается около 300 т таких веществ.

Первичная выдержка в приреакторных хранилищах в течение 310 лет позволяет избавиться от короткоживущих нуклидов. Среди оставшихся главный вклад вносят стронций-90 (период полураспада 29,2 года), криптон-85 (10,8 года), технеций-99 (213 тыс. лет) и цезийгода). Кроме того, остаются актиноиды: плутоний, америций, калифорний. Поэтому активность ТВЭЛов даже через 10 лет составляет 3·105 Ки/т.

В настоящее время промышленную переработку ОЯТ в мире осуществляют предприятия Cogema (Франция), BNFL (Великобритания) и ПО Маяк (г. Озерск, бывший Челябинск-65, Российская Федерация).

Cogema эксплуатирует завод в Ля Аг (La Hague) на северозападном побережье Франции. Завод перерабатывает ОЯТ водоводяных реакторов PWR (аналог российского ВВЭР), которые являются наиболее распространенными в мире. Поставщиками ОЯТ являются АЭС Франции, Бельгии, Германии, Японии, Нидерландов и Швейцарии. В 1999 г. на заводе было переработано 1629 т ОЯТ, что принесло доход в размере 5 млрд. долларов.

В состав BNFL входят два предприятия по переработке ОЯТ, которые находятся в Селлафилде (Sellafield) на севере Англии. Одно из них перерабатывает топливо только из газоохлаждаемых реакторов Magnox. После 2010 г. его планируется закрыть по причине вывода из эксплуатации реакторов данного типа. Завод THORP занимается переработкой облученного оксидного топлива водо-водяных и газоохлаждаемых реакторов, поступающего с АЭС Великобритании, Японии, Германии, Нидерландов и Швейцарии. Его производительность достигает 850 т/год при проектной мощности 1200 т/год. Прибыль предприятия составляет 150 млн. фунтов стерлингов в год.

В Российской Федерации переработка ОЯТ осуществляется на ПО Маяк в г. Озерск. Там перерабатывается облученное топливо всех российских, а также построенных по российским (советским) проектам реакторов ВВЭР-440 и ОЯТ реакторов атомных подводных лодок.

Мощность завода – 400 т. ОЯТ в год. Однако данные мощности не используются полностью. Законодательное ограничение на ввоз ОЯТ изза рубежа привело к разрыву контрактов на переработку с Чехией, Венгрией и Финляндией.

Другие страны, включая США, являются сторонниками открытого ядерного топливного цикла и полную переработку радиоактивных отходов не ведут, предпочитая захоранивать все вместе, пользуясь всегда свежим ураном.

20 декабря 1951 г. ядерный реактор в Айдахо впервые в истории произвел пригодное для использования количество электроэнергии.

Реактор имел достаточную мощность, чтобы зажечь четыре 100-ваттных лампочки. Затем он повысил выработку до 100 кВт, что было достаточно для питания всего его электрооборудования.

На этом реакторе 4 июня 1953 г. была впервые проверена идея бридинга, т. е. получения плутония из урана.

В 1962 г. он стал первым в мире реактором с плутониевой активной зоной, который выработал электроэнергию. 30 декабря 1963 г. реактор был официально остановлен. 26 августа 1966 г. он был объявлен национальным историческим памятником США.

Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт была запущена 27 июня 1954 г. в СССР, в городе Обнинск, расположенном в Калужской области.

За пределами СССР первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 г. в КолдерХолле (Великобритания). Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США). СССР ответил в 1958 г. 100-мегаваттной станцией первой очереди Сибирской АЭС.

В настоящее время в мире действует 450 энергетических ядерных реакторов.

Крупнейшая в мире АЭС по установленной мощности находится в японском городе Касивадзаки префектуры Ниигата. В ее составе 7 реакторов двух типов, полная мощность составляет 8,212 ГВт.

Ниже помещены снимки нескольких крупных АЭС (рис. 6367).

Рис. 63. Австрийская АЭС недалеко от Вены Рис. 64. Калифорнийская АЭС в каньоне Дьявола Рис. 65. Финская АЭС в Олкилуото Рис. 66. Французская АЭС в Каттено Рис. 67. Бельгийская АЭС в Доэле

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ РАДИОХИМИИ

Представляется целесообразным дать строгие определения некоторых терминов, которые используются в данной книге, а также единиц и соотношений между единицами количественных величин в радиационной химии.

1. ИОНИЗИРУЮЩИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ представляют собой потоки частиц или квантов, взаимодействие которых со средой приводит к ионизации ее атомов или молекул. Различают фотонное ионизирующее излучение (вакуумное ультрафиолетовое, характеристическое и тормозное рентгеновское, cинхротронное излучение и др.) и потоки частиц (альфа- и бета-частицы, ускоренные электроны, ионы, нейтроны, ускоренные атомы водорода, осколки делящихся ядер и др.).

Фотонное излучение может ионизировать среду непосредственно в результате прямой ионизации и косвенно через генерированные в среде электроны.

Заряженные частицы ионизируют среду непосредственно при столкновении с атомами и молекулами, ее составляющими, а также при взаимодействии выбитых при ионизации электронов (их обычно называют дельта-электронами) с другими молекулами и атомами.

Нейтроны и ускоренные атомы водорода ионизируют среду только косвенно через ядра отдачи, возникающие в среде.

2. ПОЛЕ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ – пространственновременное распределение квантов или частиц, составляющих ионизирующее излучение.

3. ПОТОК ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ определяется как где dN – число частиц, падающих на данную поверхность (в направлении, перпендикулярном этой поверхности) за интервал времени dt.

Единица измерения потока – частица/с.

4. ФЛЮЕНС (ИЛИ ПЕРЕНОС) ИОНИЗИРУЮЩИХ ЧАСТИЦ –

число частиц dN, приходящихся на площадь поперечного сечения dS поглощающего ионизирующее излучение объема вещества:

Единица измерения флюенса – м–2, т. е. флюенс частиц, при котором в объем сферы с площадью поперечного сечения 1 м2 попадает одна частица.

5. ПЛОТНОСТЬ ПОТОКА ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ

определяется как где dФ – поток, приходящийся на площадь поперечного сечения dS поглощающего ионизирующее излучение объема вещества.

Единица измерения плотности потока ионизирующего излучения – частица/(м2·с).

6. ПОТОК ЭНЕРГИИ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ определяется как где dE – суммарная энергия ионизирующего излучения, исключая массу покоя.

7. ИНТЕНСИВНОСТЬ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ – поток энергии, приходящийся на площадь поперечного сечения dS поглощающего ионизирующее излучение объема вещества:

В СИ единица измерения интенсивности ионизирующего излучения – Вт/м2; на практике также используется МэВ/(см2·с).

8. ЛИНЕЙНАЯ ПЕРЕДАЧА ЭНЕРГИИ (ЛПЭ) – параметр, представляющий собой энергию, передаваемую среде ионизирующим излучением любого вида в заданной окрестности траектории на единицу длины.

Единица измерения ЛПЭ – эВ/нм. Значения ЛПЭ варьируются от 0,2 для высокоэнергетичных фотонов до 104,0 эВ/нм для осколков деления ядер урана.

9. ДОЗА ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ – величина, используемая для оценки воздействия ионизирующего излучения на любые вещества и живые организмы. Различают поглощенную, эквивалентную и экспозиционную дозы.

Поглощенная доза – отношение суммарной энергии ионизирующего излучения dE, поглощенной веществом, к массе вещества dM:

Единица измерения – Грей (Гр), соответствующий поглощению Дж энергии ионизирующего излучения 1 кг вещества. Внесистемная единица – рад, соответствующий поглощению 100 эрг энергии 1 кг вещества (1 рад = 0,01 Гр).

Эквивалентная доза связана линейно с величиной поглощенной дозы:

где k – так называемый коэффициент качества излучения (безразмерный), являющийся критерием относительной биологической эффективности при хроническом облучении живых организмов.

Чем больше k, тем опаснее облучение при одинаковой поглощенной дозе. Для моноэнергетичных электронов, позитронов, бета-частиц и гамма-квантов k = 1; для нейтронов с энергией Е < 20 кэВ k = 3; для нейтронов с энергией 0,1 < E < 10 МэB и протонов с E < 20 кэB k = 10; для альфа-частиц и тяжелых ядер отдачи k = 20. Единица измерения эквивалентной дозы (СИ) – зиверт (Зв), внесистемная единица – бэр (1 бэр = 0,01 Зв).

Экспозиционная доза – мера ионизации воздуха в результате воздействия на него фотонов, равная отношению суммарного электрического заряда dQ ионов одного знака, образованного ионизирующим излучением, поглощенным в некоторой массе dM воздуха:

Единица измерения (внесистемная) – рентген (Р). При Dэксп = 1 Р в 1 см3 воздуха при температуре 0°С и давлении 760 мм рт. ст.

(dM = 0,001293 г) образуется 2,08·109 пар ионов, несущих заряд dQ, равный одной электростатической единице количества электричества каждого знака. Это соответствует поглощению энергии 0,113 эрг/см3 или 87,3 эрг/г; для фотонного излучения Dэксп = 1 P соответствует 0,873 рад в воздухе и около 0,96 рад в биологической ткани.

Керма – мера поглощенной дозы косвенно ионизирующих излучений (название KERMA – аббревиатура английской фразы KINETIC ENERGY RELEASED PER UNIT MASS). Керма представляет собой сумму первоначальных кинетических энергий dEN всех заряженных частиц, появившихся в элементарном объеме вещества в результате воздействия на него косвенно ионизирующих излучений, отнесенную к массе dM вещества в этом объеме:

Единица измерения кермы (СИ) – Грей. Часто используют понятие «керма для единичного флюенса» (Kр). Она соответствует керме для флюенса частиц, при котором в объем облучаемого вещества с площадью поперечного сечения 1 м2 попадает одна частица. Единица измерения Kр в СИ – Гр·м2/частиц.

10. МОЩНОСТЬ ДОЗЫ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ –

отношение приращения dD дозы, поглощенной за единичный интервал времени, к величине этого интервала dt, т. е.

Единицы измерения (СИ): поглощенной дозы – Гр/с, экспозиционной дозы – Р/с и эквивалентной дозы – Зв/с.

11. РАДИАЦИОННО-ХИМИЧЕСКИЙ ВЫХОД – количественная мера изменения физико-химических свойств вещества в результате поглощения ионизирующих излучений. Радиационно-химический выход обозначается буквой G и измеряется количеством возникших или разрушившихся частиц вещества (радикалов, ионов, атомов, молекул) или изменившихся его параметров (например, количеством сшивок или разрывов связей в полимерах, углом вращения плоскости поляризации и т. д.) при поглощении этим веществом 100 эВ энергии ионизирующего излучения.

На опыте степень изменения свойств данного вещества можно охарактеризовать величиной выхода, измеренного на начальных участках кривых разложения вещества (накопления продуктов разложения):

при Dпогл 0, когда предполагается, что в облучаемой системе еще не накопилось продуктов радиолиза в концентрациях, способных заметным образом повлиять на свойства, которыми обладало данное вещество до облучения. В приведенном выше уравнении А – коэффициент размерности, равный 9,6474·109 Гр·г/(100 эВ·моль); С – концентрация подвергающегося превращению вещества или образующегося продукта, моль/г; Dпогл – поглощенная доза, Гр.

ПРЕМОРДИАЛЬНЫЕ И КОСМОГЕННЫЕ РАДИОНУКЛИДЫ

180m Примечание. – бета-минус-распад; EC – электронный захват и бета-плюсраспад или бета-плюс-распад; – альфа-распад; SF – спонтанное деление; Ne – кластерный распад.

ПРИЛОЖЕНИЕ 3. РАДИОАКТИВНЫЕ СЕМЕЙСТВА

мента мента мент мента мент № эле- ЭлеИзотопы мента мент

ЛИТЕРАТУРА

1. О радиационной безопасности населения: Закон Респ. Беларусь от 5 янв. 1998 г. № 122-З: текст по состоянию на 21 дек. 2005 г. // Нац. реестр правовых актов Респ. Беларусь. – 2006. – № 2/1169.

2. Нормы радиационной безопасности (НРБ-2000): утверждены постановлением Главного государственного санитарного врача Респ. Беларусь от 25 янв. 2000 г. № 5: текст по состоянию на 29 дек.

2007 г. // Нац. реестр правовых актов Респ. Беларусь. – 2008. – № 8/17892.

3. Мухин, К. Н. Экспериментальная ядерная физика: в 2 т. / К. Н. Мухин. – М.: Энергоатомиздат, 1993. – 1, 2 т.

4. Тимощенко, А. И. Ядерная физика / А. И. Тимощенко. – Минск:

МГЭУ, 2006.

5. Максимов, М. Т. Радиоактивные загрязнения и их измерение / М. Т. Максимов, Г. О. Ожагов. – М.: Энергоатомиздат, 1989.

6. Баженов, В. А. Вредные химические вещества. Радиоактивные вещества / В. А. Баженов. – Л.: Химия, 1990.

7. Ишханов, Б. С. Физика ядра и частиц. ХХ век / Б. С. Ишханов, Э. И. Кэбин. – М.: Изд-во Моск. ун-та, 2000.

8. Гусев, Н. Г. Радиоактивные цепочки: справочник / Н. Г. Гусев. – М.: Энергоатомиздат, 1988.

9. Ветрова, В. Т. Курс радиационной безопасности / В. Т. Ветрова. – Минск: Ураджай, 1995.

10. Ярмоненко, С. П. Радиобиология человека и животных / С. П. Ярмоненко. – М.: Высш. шк., 1988.

11. Иванов, В. И. Курс дозиметрии / В. И. Иванов. – М.: Энергоатомиздат, 1988.

12. Нефедов, В. Д. Радиохимия / В. Д. Нефедов, Е. Н. Текстер, М. А. Торопова. – М.: Высш. шк., 1987.

13. Кужир, П. Г. Прикладная ядерная физика / П. Г Кужир. – Минск: Технопринт, 2004.

14. Блан, Д. Ядра, частицы, ядерные реакции / Д. Блан. – М.: Мир, 1989.

1. Матвеев, В. В. Приборы для измерения ионизирующих излучений / В. В. Матвеев, Б. И. Хазанов. – М.: Атомиздат, 1972.

2. Сборник нормативных, методических, организационнораспорядительных документов Респ. Беларусь в области радиационного контроля и безопасности. – Минск: МЧС, 2000.

3. Брегадзе, Ю. И. Прикладная метрология ионизирующих излучений / Ю. И. Брегадзе, Э. К. Степанов, В. П. Ярына. – М.: Энергоатомиздат, 1990.

4. Левин, В. Е. Измерение ядерных излучений / В. Е. Левин, Л. П. Хамьянов. – М.: Атомиздат, 1969.

5. Широков, Ю. М. Ядерная физика / Ю. М. Широков, Н. П. Юдин. – М.: Наука, 1980.

6. Iwanenko, D. The neutron hypothesis / D. Iwanenko // Nature. – 1932. – Vol. 129, № 3265. – Р. 798 (русский перевод).

7. Ишханов, Б. С. Модели атомных ядер / Б. С. Ишханов, И. М. Капитонов, В. Н. Орлин. – М.: Изд-во Моск. ун-та, 1997.

РАДИОХИМИЯ

Компьютерная верстка Д. В. Чернушевич «Белорусский государственный технологический университет».