В процеса на експлоатация на АЕЦ радиоактивните вещества (РАВ), които се образуват в работещия реактор, се дължат на два основни процеса:
· деленето на урана, и
· активацията на различните материали в активната зона (конструкционни материали, гориво, примеси в топлоносителя, забавителя, материали на ТОЕ и др.) с неутрони.
Съответно, говори се за продукти на делене и продукти на активация.
Голяма част от тези РАВ са краткоживеещи. Те формират радиационната обстановка вътре в зданието на АЕЦ (напр. 16N, T1/2=7.4s). Поради бързото си разпадане обаче те не представляват опасност при възможно попадане в околната среда. Такава опасност могат да бъдат само радионуклиди с период на полуразпадане повече от няколко минути (дори часове). Степента на тази опасност зависи от физико-химичните свойства на съединенията, в които тези радионуклиди участвуват.
Радионуклидите, които могат да оказват значимо въздействие върху природната среда, се наричат биологично значими радионуклиди (БЗР). БЗР не са едни и същи при нормална експлоатация и при авария (напр. при аварийни ситуации в биосферата могат да попаднат частици от ТОЕ или ядреното гориво, което не може да се случи при нормална експлоатация). Трябва да се има предвид и обстоятелството, че при нормална експлоатация част от БЗР могат да бъдат нарочно задържани преди тяхното изхвърляне (с което опасността от тях се намалява), докато в аварийни ситуации обикновено това не е възможно.
Продуктите на делене са изключително многобройни (над 1000) поради статистическия характер на процеса на делене на тежките ядра. Понякога продуктите на делене са стабилни изотопи, но по-голямата част от тях са радиоактивни (главно бета- и гама-емитери). Техните периоди на полуразпадане се менят в широки граници - от части от секундата до милиони гoдини.
Всички продукти на делене се образуват в таблетките с ядрено гориво и по-голямата част от тези продукти остават там. Вследствие на дифузия малка част от тези продукти попадат в пространството между таблетките и обвивката на ТОЕ (в газовата междина). Преминаването им по-нататък през херметичната обвивка на ТОЕ (докато тя е херметична) е възможно само за сметка на дифузията. За всички нуклиди коефициентът на дифузия е много малък, с изключение на трития. Тритият обаче се свързва химически с циркония от обвивката на ТОЕ; в резултат общата утечка на тритий през обвивката е около 1%. (Ако обаче обвивките на ТОЕ са от неръждаема стомана, тази утечка може да достигне 80%).
На практика обаче може да се получи загуба на херметичност на обвивката на ТОЕ в резултат на дефекти в обвивката. Те са два вида:
· микропукнатини, през които могат да дифундират газообразните продукти на делене (наричат се още газови неплътности);
· по-големи пукнатини, при които е възможен директен контакт на ЯГ с топлоносителя. В резултат на това взаимодействие е възможно в топлоносителя да попаднат и известно количество нелетливи продукти на делене или даже частици от горивото.
В реакторите от тип ВВЕР се допускат 1% от броя на ТОЕ да имат газови неплътности и до 0.1% да имат по-големи дефекти.
В зависимост от физико-химичното им състояние и особеностите в поведението им в технологичните системи на АЕЦ и в околната среда, продуктите на делене се разделят на няколко групи:
1. радиоактивни благородни газове (РБГ) (Kr, Xe);
2. летливи вещества (I, Cs);
3. тритий (3Н);
4. нелетливи вещества (Rb, Sr, La,...).
Всички групи продукти на делене освен трития имат многобройни представители. Трябва да се отбележи, че някои от продуктите на делене се получават чрез пряк добив (т.е. непосредствено в резултат на деленето), а други се получават след допълнително разпадане на продукти, получени чрез пряк добив. При това се говори за кумулативен добив, който представлява резултат от сумирането на добивите на даден радионуклид от всички вериги на разпадане, които водят до него. Ясно е, че прекият добив е константа, която зависи само от делящото се ядро, докато кумулативният добив зависи още от режима на облъчване, както и от времето след прекратяване на облъчването.
В следващата таблица са сумирани някои от биологично значимите радионуклиди (при нормална експлоатация):
|
Продукти на делене |
Продукти на активация |
||||
|
РБГ и йод |
Твърди |
|
|||
|
Нуклид |
Т1/2 |
Нуклид |
Т1/2 |
Нуклид |
Т1/2 |
|
85Kr |
10.7a |
89Sr |
51d |
51Cr |
28d |
|
85mKr |
4.5h |
90Sr |
28.6a |
54Mn |
312d |
|
87Kr |
1.3h |
91Y |
59d |
58Co |
71d |
|
88Kr |
2.8h |
95Nb |
35d |
59Fe |
45d |
|
133Xe |
5.2d |
95Zr |
64d |
60Co |
5.3a |
|
133mXe |
2.2d |
103Ru |
39d |
65Zn |
244d |
|
135Xe |
9.1h |
106Ru |
1a |
95Nb |
35d |
|
135mXe |
15.7m |
129mTe |
34d |
95Zr |
64d |
|
129I |
1.6.107a |
134Cs |
2.1a |
110mAg |
250d |
|
131I |
8d |
137Cs |
30a |
3H |
12.3a |
|
133I |
21h |
140Ba |
13d |
14C |
5730a |
|
135I |
6.6h |
141Ce |
33d |
41Ar |
1.8h |
|
|
|
143Pr |
14d |
|
|
|
|
|
144Ce |
284d |
|
|
|
|
|
155Eu |
5a |
|
|
Продуктите на активация възникват при активация на конструкционните материали (продукти на корозията), примесите в топлоносителя, забавителя или самото гориво с неутроните, отделяни в процеса на верижната ядрена реакция. При активация на ядреното гориво се образуват редица трансуранови елементи: Np, Pu, Am, Cm, всичките изотопи на които са радиоактивни. Присъствието на тези радионуклиди в ЯГЦ усложнява извънредно много проблема за безопасното третиране на радиоактивните отпадъци. Тяхното влияние ще бъде специално разгледано по-късно. В горната таблица са дадени и някои БЗР - продукти на активация, получаващи се от активация на продукти на корозия и на примеси в топлоносителя. Тук ще коментираме произхода на някои от тях.
41Ar се получава от активацията на 40Ar, който присъствува в топлоносителя чрез разтворения във водата въздух: 40Ar (n, g) 41Ar.
Тритият се образува по следните реакции:
2H (n, g) 3H
6Li (n, a) 3H
10B (n, 2a) 3H
Деутерият, литият и борът присъствуват като примеси в топлоносителя (деутерият влиза в състава на водата, литият се добавя под формата на хидроксид за регулиране съдържанието на водород в топлоносителя, а борът присъствува чрез борната киселина, която се използува за допълнително регулиране на реактора). В тежководните реактори деутерият е в много големи количества и съответно тритий се получава също в много големи количества.
14С се получава по реакциите:
14N (n, p) 14C
17O (n, a) 14C
13C (n, g) 14C
Кислородът и азотът се съдържат като примеси в горивото и топлоносителя. Количеството генериран 14C в леководните реактори е около 20-30Ci/(1GWe.a). По третата реакция 14C се получава главно в уран-графитовите реактори.