Учебная работа. Исследование накопления трития в реакторе

1 Звезда2 Звезды3 Звезды4 Звезды5 Звезд (Пока оценок нет)
Загрузка...

исследование накопления трития в реакторе

1.
Теоретическая часть

 

1.1    основные
свойства трития

Тритий представляет собой радиоактивный изотоп водорода
атомной массой 3 (один протон, два нейтрона). Период полураспада трития равен
12.34 года.

Распадаясь, тритий превращается в гелий, выделяя при этом
довольно интенсивное бета-излучение. Энергия его бета-частиц относительно
невелика, поэтому при нахождении вне организма (внешнее облучение) тритий
серьезной угрозы не представляет.

Однако, при внутреннем облучении (при попадании трития внутрь
организма человека с воздухом или водой), он может представлять серьезную
угрозу для здоровья. Дело в том, что тритий, являясь изотопом водорода,
химически ведет себя также как водород, и поэтому способен замещать его во всех
соединениях с кислородом, серой, азотом, легко проникая в протоплазму любой
клетки. В этом случае испускаемое тритием бета-излучение способно серьезно
повредить генетический аппарат клеток.

Тритий — T: Eβmax = 0.018 МэВ;
максимальный пробег электрона в воздухе 4.2 мм. В силу большого периода полураспада
является глобальным загрязнителем атмосферы. образуется в атмосфере в
результате взаимодействия космического излучения с ядрами атомов воздуха.
Средняя скорость образования H3 в атмосфере 0.2 см-2с-1,
в литосфере 10-3 см-2с-1 и в гидросфере 10-6
см-2с-1. Всего в год образуется (от 5.5 до 11.0)·1010
МБк космогенного H3. Общее количество его на Земле (от 92 до 185)·1010
МБк, из которых 65% находятся в океане, 27% — в поверхностных водах континентов
и в литосфере, 8% — в атмосфере.

Тритий образуется и в результате испытаний термоядерного
оружия, в период их проведения наблюдалось максимальное его содержание в
атмосфере. С тех пор за счет радиоактивного распада содержание трития
уменьшилось в 2.5 раза. В настоящее время примерное среднее фоновое содержание
H3 в поверхностных водах составляет 4 Бк/л.

Тритий является одним из наиболее подвижных радионуклидов,
обладает высокой миграционной способностью в природных средах. В отличие от
других радионуклидов не удерживается никакими очистными барьерами.

Как правило, в атмосфере сразу после образования H3
соединяется с кислородом воздуха в молекулы тяжелой воды HTO (77%), DTO и T2O.

Физические, химические и биохимические свойства подобны
таковым для обычной воды H2O. интегрированный в живой организм
тритий эффективно включается в состав биологической ткани, вызывая мутагенные
нарушения, как за счет воздействия β-излучения, так и за счет
молекулярных изменений, вызванных заменой водорода нейтральным атомом гелия (в
результате распада H3 → He3).

Независимо от путей поступления в живой организм H3
распределяется в нем равномерно и находится в нем в виде свободного HTO или в
виде связанного H3. Для человека период полувыведения свободного H3 9.7 суток, а для
связанного H3 от 30 до 450 суток.

Таблица 1 — основные свойства трития

Молекулярная
масса, а.е.м.

6.04

температура
плавления, °C

-252.5

Температура
кипения, °C

-248.1

Энтропия
образования, Дж/моль·K

153.22

Мольная
теплоемкость, Дж/моль·K

29.2

критическая
температура,°C

-229.45

Критическое
давление, Мпа

2.11

критическая
плотность, г/см3

0.112



1.2
Реакторы для наработки трития

С середины 1949 года в России начался период интенсивной
работы по созданию водородной бомбы. Теоретические основы термоядерного оружия
разрабатывались практически одновременно с работой над первой советской
атомной бомбой. Проработки научных коллективов показали, что именно тритий
является наиболее энергетически эффективной «взрывчаткой» для этого вида
оружия. первая водородная бомба («слойка» Сахарова) РДС-6 требовала такие
материалы как тритий, литий-6, дейтерид лития, тритид урана. С целью
промышленной наработки трития на ПО «Маяк» (ранее года после начала эксплуатации первого промышленного
уран-графитового реактора «А» на том же предприятии, основным назначением
которого было накопление оружейного плутония для ядерных зарядов. Главной целью
реактора «АИ» на первом этапе его эксплуатации являлось производства трития для
термоядерного оружия. На этом реакторе впервые был освоен режим производства
трития (реактивный режим), необходимый для проведения опытных работ по
разработке термоядерного оружия и осуществления первого взрыва термоядерной
бомбы. На нем были также реализованы научно-технические основы
высокоэффективного производства изотопов для народного хозяйства страны, науки
и медицины.

В 1950 году окончена разработка проектного задания на
реактор, а в августе начато строительство на Комбинате №817. В 1951 году —
окончание основных строительно-монтажных работ, начало предпусковых работ по
реактору: проверка и опробование систем, пусковые опыты. 12 ноября — достижение
критичности реактора «АИ», впервые в СССР начало работ с обогащенным топливом.
22 октября 1952 года — сдача реактора в эксплуатацию. 14 февраля 1952 года
достижение проектного уровня мощности 40 МВт. Декабрь 1952 года — повышение
мощности до 57.5 МВт.

Реактор «АИ» — ядерная установка с вертикальной компоновкой
активной зоны. Он представлял собой блочную графитовую систему с водяным
охлаждением. Активная зона образована вертикальными колоннами графитовых
кирпичей с отверстиями в центре для установки технологических каналов. Она
установлена на опорную металлоконструкцию, которая имеет боковую и верхнюю биологическую
защиту и различные контрольные системы и устройства для выявления и
предупреждения аварийных ситуаций. внутрь технологических каналов загружаются
рабочие и сырьевые блоки, которые охлаждаются на проток химически
обработанной водой. Номинальная мощность реактора 40 МВт. Реактор представлял
собой вертикальный графитовый цилиндрический блок с проходящими через него
трубами-каналами, параллельными оси цилиндра. Общее количество каналов — 248.
Шаг квадратной решетки — 200 мм. Размер активной зоны: диаметр — 2800 мм,
высота — 3000 мм. В каналы центральной части реактора (около 50% всех каналов)
загружаются рабочий блок одного типа, в периферийные каналы — навески другого
типа. Ввиду высокой температуры графита (достигающей 500°С) в реактор подавался
вместо воздуха азот, препятствующий окислению графита. загрузка и разгрузка
каналов проводилась сверху краном с дистанционным управлением.

Рабочие блоки с обогащенным ураном, рассчитанные на
повышенные до 106 ккал/(м2ч) тепловые нагрузки
изготавливали на базе уран-магниевой керамики, обладающие повышенной стойкостью
против распухания. Высокий коэффициент мультипликации — К=1.35 обеспечивался за
счет загрузки 3.5 т обогащенного 2% урана. Ядерное топливо с двух процентным
обогащением по урану-235 обеспечивает избыток нейтронов для получения трития.
Металлокерамический (магний+уран) втулочный рабочий блок диаметром 58 мм по
оболочке и длиной 150 мм одностороннего охлаждения, с вытеснителем (магниевым
керном), размещаемым внутри втулочного блока, и без него. Впоследствии
эти блоки были заменены на другие топливные композиции (интерметаллид
десятипроцентный, диоксид урана восьмидесяти и девяностопроцентного обогащения)
для улучшения теплотехнических характеристик реактора.

Расход охлаждающей воды — 900 м3ч; скорость
охлаждающей воды — 4.5 м/с; температура на выходе из реактора — 65°С;
температура графита — 428°С; вес графитовой кладки — 135.5 т. Отличие реактора
АИ от реактора «А» заключалось в использовании обогащённого топлива, в
результате чего теплотехнические характеристики АИ были более напряженными, чем
для реактора «А».

В периферийную часть активной зоны загружались сырьевые блоки
с солью лития (Li2SO4). Сырьевые блоки также загружались
в каналы с обогащенным топливом сверху и снизу основной загрузки. Это было
сделано для того, чтобы максимально использовать нейтроны, рождавшиеся в
центральной зоне, т.е. нейтроны утечки. В реакторе имелась центральная часть
активной зоны, которая являлась источником нейтронов, и периферийная зона, в
которую устанавливались каналы с сырьевыми блоками (частокол) для улавливания
нейтронов утечки и эффективного накопления трития.

Наряду со стандартными каналами с литиевыми блоками в
«частокол» были установлены три специальных канала. В каждом канале размещалась
герметичная труба, загруженная солью лития, соединенная вакуумными линиями с
объемом вне реактора для откачки газов (трития и гелия), образующихся в
процессе облучения. идея трубного метода казалась заманчивой по сравнению с
облучением отдельных литиевых блоков, так как позволяла отказаться от ряда
технологических операций. Несмотря на перспективность трубного метода он
не нашел дальнейшего использования из-за низкой степени извлечения трития из
сульфата лития. однако в дальнейшем идея трубного метода была использована на
реакторе «АИ» в виде «шампурного» способа для получения различных
радионуклидов.

В технологический комплекс производства трития входил также
цех снаряжения магниевых блоков, печное отделение для извлечения из облученных
блоков сырого газа, отделения очистки и разделения газа по изотопам и получения
готового продукта в виде тритида урана.

после капитального ремонта с разборкой графитовой кладки
реактор «АИ» с 24 декабря 1956 года был переведен в изотопный режим по
производству радионуклидов С14, Cl36 и короткоживущих
радионуклидов. В изотопном режиме средний годовой уровень мощности составлял
125% от проектного (50 МВт), среднее температура графита — 520°С.
Восьмой и девятый радиусы реактора загружались трубами с солью Ca(NO3)2
и KCl для получения радионуклидов С14 и Cl36
соответственно. В плато реактора устанавливались 8 каналов для накопления
короткоживущих радионуклидов. В 1958 году реактор переведён на новые
керамические блоки десятипроцентного обогащения с повышенным содержанием
урана-235, высотой 153 мм для целей увеличения накопления радионуклидов.

Начиная с апреля 1961 года, при работе в реактивном режиме
стали использоваться литиевые блоки с семипроцентным обогащением по литию-6, а
позднее — двадцатипроцентным обогащением. После капитального ремонта пуск
реактора в январе 1967 года был осуществлен на втулочных блоках восьмидесяти
процентного обогащения. Начиная с февраля 1969 года, реактор был переведен на
загрузку втулочными блоками АИД-90 девяностопроцентного обогащения с повышенным
содержанием урана-235 с целью увеличения выгорания и снижения затрат на
радиохимическую переработку облученных блоков.

В результате мощность реактора была увеличена до 100 МВт и
повышена производительность по тритию и другим радионуклидам. 25 мая
1987 года уран графитовый реактор АИ после 35.5 лет работы был остановлен и
выведен из эксплуатации.

В россии помимо реактора АИ тритий нарабатывали на реакторе
АВ-3, а затем на тяжеловодных реакторах (реактор ОК-180, Людмила и др.) и на
легководном реакторе Руслан.

Национальное управление ядерной безопасности (NNSA) США
работает над восстановлением возможностей Соединённых Штатов по производству
трития, одного из ключевых радиоизотопов для нужд военной ядерной программы.

Тритий имеет относительно короткий период полураспада 12.33
года, и его запасы подлежат периодическому обновлению. Во время холодной войны
тритий производился в США на ядерных объектах Саванна-Ривер (Южная Каролина) и
Ханфорд (Вашингтон).

последний из промышленных реакторов-наработчиков трития был
остановлен в США в 1988 году по соображениям безопасности. С тех пор,
единственным источником пополнения запасов трития остаётся повторное
использование трития из демонтированных боеголовок. разумеется, это всего лишь
временное решение.

В 1996 году Соединённые Штаты приняли программу «Тритиевая
готовность» (Tritium Readiness Program), за исполнение которой в настоящее
время отвечает NNSA. годовой бюджет программы составляет до 70 миллионов
долларов.

Наработка трития ведётся в США сейчас следующим образом. СВП
из нержавеющей стали, содержащие алюминат лития и цирконий (tritium-producing
burnable absorber rods, TPBAR) облучаются в реакторе «Уоттс Бар-1» (Watts
Bar-1), принадлежащем компании TVA.

Период облучения составляет 18 месяцев. после извлечения из
активной зоны, стержни TPBAR транспортируются в Саванна-Ривер для переработки и
выделения трития и последующей подготовки трития для передачи военным.

Начиная с момента облучения первой партии стандартных TPBAR
(2003 год), у американцев возникли технические сложности. Прежде всего, тритий
утекает — или «проникает» — через оболочки стержней в теплоноситель, и скорость
утечки существенно выше, чем предсказывалось. Выход трития в теплоноситель, а
впоследствии, и в атмосферу неминуемо приводит к росту доз на население
окружающих районов.

1.3
Пути решения проблемы газовых выбросов трития

Современный уровень технологий и радиационной защиты на
ядерных объектах при штатных режимах эксплуатации обеспечивает достаточно
низкий уровень содержания трития в производственных помещениях и,
следовательно, в вентиляционных выбросах. Однако при проведении ремонтных работ
и, особенно в аварийных ситуациях уровень концентрации трития может повышаться
на порядки и приводить к большим разовым выбросам в окружающую среду. Для
решения этой проблемы необходимы соответствующие системы детритизации.

До недавнего времени на большинстве объектов атомной отрасли
россии проблема очистки от трития газовых выбросов в окружающую среду не
решалась. Это стало одной из причин того, что допустимые выбросы трития в
россии в соответствии с НРБ-99 примерно на порядок больше, чем в США (7700 Бк/л
против 740 Бк/л), и более чем в 75 раз выше норм Евросоюза (100 Бк/л).
отечественные нормативы соизмеримы только с установленными в Канаде, где
атомная энергетика, в отличие от российской, основана на использовании
тяжеловодных реакторов CANDU (при их эксплуатации образуется на два порядка
больше трития, чем в легководных реакторах).

С точки зрения радиационной безопасности тритий как
радионуклид (мягкий β-излучатель, Еср.=5.71
кэВ), на первый взгляд, менее значим, чем, например, Sr90 или Cs137.
Однако в газовых выбросах он, как правило, содержится в химической форме воды и
его попадание в организм человека может привести к крайне опасным последствиям,
в том числе и на генетическом уровне.

С точки зрения обращения с радионуклидами следует учесть
особенность трития, находящегося в форме воды. По своим физическим и химическим
свойствам тритированная вода очень мало отличается от обычной, содержащейся в
воздухе. поэтому ее удаление из воздуха не может быть проведено привычными для
тяжелых радионуклидов методами (с использованием селективных сорбентов и т.д.).
Из воздуха необходимо удалять всю воду, к примеру, за счет его глубокой осушки на
цеолитах. Однако этот процесс является циклическим и требует регенерации
сорбента. последняя, в свою очередь, проводится при температурах выше 300°С, и,
следовательно, требует значительных энергетических затрат. Кроме того,
необходимо решать технологические проблемы, связанные с организацией потока
продувочного газа, необходимого для регенерации, и извлечением из него
содержащей тритий воды.

1.3.1
Фазовый изотопный обмен

В настоящее время предложена альтернативная технология
очистки воздуха от паров тритированной воды. Она основана на противоточном
процессе фазового изотопного обмена паров воды в воздухе с жидкой водой
природного изотопного состава. По своему аппаратурному оформлению этот процесс
очень прост и освоен в промышленных масштабах для абсорбционной очистки
различных газов. Его суть заключается в том, что в колонну, заполненную
какой-либо насадкой для развития поверхности контакта между газом и жидкостью,
сверху подается природная вода, а снизу — поток очищаемого воздуха. учитывая,
что процесс является противоточным, по высоте колонны концентрация трития в
парах воды в воздухе снизу вверх уменьшается, а в воде — увеличивается. Процесс
проводится при температуре от 20 до 30°С. Фазовый изотопный обмен воды
сопровождается изотопным эффектом, при этом равновесная концентрация трития в
жидкой воде при температуре 20°С на 10% выше, чем в водяных парах. Это
означает, что количество подаваемой в колонну воды, и, следовательно,
образующихся вторичных радиоактивных отходов, меньше, чем количество паров воды
в очищаемом воздухе. Изменяя высоту колонны, можно достигать любой требуемой
степени очистки воздуха от трития.

Экспериментальные данные доказывают, что для детритизации
1500 м3/ч воздуха (степень очистки равна 1000) необходима колонна
диаметром около 600 мм и высотой около 10 м. При этом, если очищаемый воздух
имеет относительную влажность 100% при температуре 20°С, количество
образующихся вторичных отходов в виде воды, выходящей из колонны, составит
около 30 кг/ч.

При небольших концентрациях трития задачу очистки воздуха с
использованием этого процесса можно решить и таким образом, чтобы вода,
выходящая из колонны, соответствовала нормам, позволяющим сбрасывать ее в спец
канализацию. Для этого необходимо лишь увеличить количество воды, поступающей
на орошение колонны. Формально в этом случае вообще не образуется отходов,
подлежащих переработке или захоронению.

Данную технологию также можно применять в случаях, когда
тритий в воздухе содержится не только в виде паров воды, но и водорода. Тогда
очищаемый воздух перед его поступлением в колонну фазового изотопного обмена
предварительно подается в блок каталитического окисления водорода до воды.

Существуют катализаторы, позволяющие проводить глубокую
конверсию водорода в воду даже при комнатной температуре. таким образом, по
сравнению с адсорбционной очисткой воздуха процесс фазового изотопного обмена
имеет следующие преимущества:

количество вторичных тритий содержащих отходов меньше на 6%;

очистка проводится при температуре окружающей среды и
практически не требует энергетических затрат;

процесс прост в аппаратурном оформлении и управлении, легко
регулируется в случае изменения исходных параметров очищаемого воздуха
(концентрации трития, величины потока, температуры и влажности).



1.3.2
Комплексная технология

Особого обсуждения требует проблема вторичных отходов,
образующихся при очистке воздуха. Задача уменьшения их количества, равно как и
переработки накопленных и хранящихся сегодня на разных объектах ЯТЦ больших
объемов отходов тритированной воды, в принципе, имеет технологическое решение.
В ряде стран, в том числе и в России, разработан метод, основанный на
химическом изотопном обмене водорода с водой — так называемый СЕСЕ-процесс
(combined electrolysis and catalytic exchange). Для его проведения требуется специальный
катализатор, обладающий свойством гидрофобности. Такой катализатор был
разработан в 70-х годах прошлого века сначала в Канаде, а затем во многих
других странах, включая Россию. В Канаде СЕСЕ-технология применяется для
изотопной очистки тяжеловодного теплоносителя реактора CANDU. В россии с 1995
года в ПИЯФ имени Б. Константинова (Гатчина) работает опытно-промышленная
установка депротизации и детритизации тяжеловодных отходов, в которой до сих
пор без замены используется российский катализатор. В обоих случаях
использование этой технологии оправдано целью — поддержанием необходимых
ядерно-физических свойств теплоносителя либо получением достаточно
дорогостоящей кондиционной тяжелой воды.

Как правило, концентрация трития в хранящихся отходах
легководных реакторов невелика, и даже при большом объеме таких отходов его
суммарное количество очень мало (например, в 1500 т отходов с исходной
концентрацией трития 37 МБк/кг содержится всего 0.15 г. трития). таким образом,
переработка хранящихся тритий содержащих отходов с целью значительного
сокращения их объема всегда будет затратной, ее проведение определяется только
экологическими соображениями. однако с термодинамической точки зрения
маловероятно появление в будущем технологии, более экономичной, чем та, что
основана на изотопном обмене между водой и водородом. В связи с этим можно
предложить комплексную технологическую схему переработки тритий содержащих
отходов. В основе этой схемы лежат уже рассмотренные выше методы и, на финишной
стадии, процесс криогенной ректификации водорода. Его необходимость обусловлена
тем, что при использовании химического изотопного обмена в системе
«вода-водород» степень концентрирования трития в воде ограничена, поскольку при
высоких содержаниях трития идет процесс саморадиолиза воды. Максимальная
концентрация трития в этой системе, по разным оценкам, не должна превышать 40
ТБк/кг. Процесс криогенной ректификации, также хорошо освоенный в России,
позволяет проводить концентрирование вплоть до практически чистого трития.

В настоящее время подобная схема принята как составная часть
системы тритиевой безопасности для проектируемого термоядерного реактора ITER
(Кадараш, Франция). Согласно данным литературы в ближайшем будущем она будет
реализована в научном центре в Кулхаме (UKAEA, великобритания) для переработки
тритий содержащих отходов, образовавшихся в ходе эксплуатации европейского
термоядерного реактора JET.

Оба приведенных примера относятся к термоядерным реакторам, в
которых используется или предполагается использовать большое количество чистого
трития. В России, как правило, небольшая концентрация трития в отходах, и
целесообразность реализации приведенной схемы определяется соотношением затрат
на хранение или захоронение отходов и стоимости их переработки, для чего должна
быть проведена соответствующая технико-экономическая оценка.

В России разработаны все технологии, необходимые для
переработки различных тритий содержащих отходов. В настоящее время наиболее
целесообразно предусматривать на действующих или строящихся ядерных объектах
создание достаточно простых и недорогих систем детритизации газовых сбросов,
предназначенных для аварийных ситуаций или проведения ремонтных работ. Эту
позицию разделяют и в ГК «Росатом». В настоящее время планируется начало работ
по созданию установок детритизации воздуха с использованием технологии
изотопного обмена для нового производственного помещения ФГУП ПО «Маяк» и
разрабатываемой установки вскрытия ОЯТ методом волоксидации на Горно-химическом
комбинате (Красноярск).

1.4
Оценка радиационной опасности трития от различных ядерных объектов (предприятия
«Маяк», АЭС и ядерных хранилищ)

Установлено, что удельный вклад поступления трития с
вдыхаемым воздухом и через кожные покровы составляет от 15 до 20% от дозы,
обусловленной фактическим содержанием трития в организме. С продуктами питания
и питьевой водой поступает от 80 до 85% этого радионуклида, обладающего большой
миграционной способностью.

Дозы облучения детей за счет трития в водной фазе организма
находились в пределах от 10 до 63 мкЗв/год и составляли от 1 до 6.5% от предела
дозы для населения, установленного НРБ-99, хотя и превышали фоновые величины в
15 раз.

Учитывая создавшееся в изучаемом районе относительно
равновесное локальное загрязнение тритием в течение многих лет объектов
окружающей среды, необходимо интенсифицировать разработку методики экспрессного
определения в биосредах органически связанного трития и развернуть исследование
перехода по пищевым цепям органически связанного трития, уровни накопления
которого в белковых фракциях организма оцениваются нерепрезентативно, а дозы
облучения за счет связанной в молекулах ДНК фракции трития17 могут вносить
дополнительно 60% и более к величине дозы, обусловленной поступлением
третированной воды. Но именно эти 60%, по современным данным, ответственны за
те вредные последствия для здоровья населения, которые заставляют ужесточать
нормативы содержания его в виде НТО в экологических объектах.

Исследования радиационно-гигиенической опасности атмосферного
трития в районе первого отечественного завода по регенерации ядерного топлива
проводятся в течение многих лет и позволяют отметить, что уровни загрязнения
воздуха тритием за этот период колебались от 28.3 Бк/м3 (1980 год)
до 5.4 Бк/м3 (1999 год) и в 25 раз превышали аналогичные
концентрации в контроле.

Концентрации трития в воздухе жилого района вблизи завода
РТ-1 несколько уменьшились по сравнению с доконверсионным периодом, что вполне
объяснимо снижением объемов переработки.

Влияние завода по регенерации отработанного ядерного топлива
(РТ-1) на формирование локального и глобального загрязнения тритием атмосферы и
гидросферы в районе его расположения нельзя охарактеризовать однозначно. Так, в
предпусковой период завода РТ-1 объемная активность трития составляла 22.5 Бк/м3,
а в первый год работы РТ-1 — 12.9 Бк/м3. В последующие годы также не
представилось возможным выявить корреляционные связи между величинами
вентиляционного выброса в атмосферу из труб РТ-1.

Распространение загрязняющих веществ от водоемов-хранилищ в
подземные воды контролируется сетью наблюдательных скважин.

Самые первые годы работы ПО «Маяк» были периодом максимальных
выбросов. Ввиду отсутствия системы измерения, вернее разработанных методов
измерения, а также отсутствия концепции о негативной роли выбросов
соответствующие измерения не проводились. Лишь к 1958-1959 годы были
разработаны основные подходы к оценке состояния окружающей среды, к оценке
радиоактивных выбросов.

В зоне влияния ПО «Маяк» действует система мониторинга ПО
«Маяк», в том числе за основными дозообразующими радионуклидами и тритием.
Наблюдения за радиоактивным загрязнением подземных вод от озера Карачай и
водоема 17 ведет также специализированная гидрогеологическая экспедиция.

Концентрации в 20 раз выше глобального фонового уровня
загрязнения поверхностных водоемов тритием в анализируемые годы. В восточном
направлении границы распространения загрязнения тритием несколько дальше, так
как на данной территории преобладают ветра западной четверти.

Река Теча имеет более высокие концентрации трития в
верховьях. По мере удаления от истока концентрации трития в реке падают, что
указывает на источник загрязнения, находящийся в верхнем течении реки.

В остальных водотоках концентрации трития ниже, чем в озерах.
Это объясняется более быстрыми процессами разбавления вод в реках. учитывая
вышеприведенные результаты авторами цитируемой работы были сделаны следующие
выводы:

Тритий и его образующие представляют серьезную опасность для
населения, проживающего на территории Челябинской области и особенно вблизи
предприятий ядерного топливного цикла ПО «Маяк». Тритий, попадая в окружающую
среду, проникает в организм человека через воздух, продукты питания, питьевую
воду.

учитывая достаточно большую подвижность трития в окружающей
среде, а также его высокую биологическую активность, можно отметить
потенциальную опасность этого радионуклида для окружающих ПО «Маяк» территорий
при его воздушно-водном (атмосферном, наземном и подземном) пути
распространения из промышленных водоемов. В связи с тем, что по большинству
водоемов ПО «Маяк» отсутствуют нормативы, нет возможности сделать вывод о
степени воздействия деятельности предприятия и степени его опасности для прилегающих
территорий. Отмечается превышение норм ДКб загрязнения подземных вод тритием, в
том числе скважин, расположенных в южном направлении от водоема В-9. необходимо
разработать и внедрить на ПО «Маяк» технологии, позволяющие исключить попадание
жидких радиоактивных отходов (ЖРО) в окружающую среду.

Данные многолетних наблюдений показали, что обнаружен высокий
уровень концентрации трития в организме детей, проживающих в разных населенных
пунктах, удаленных от предприятия на расстоянии более 150 км. Спада концентрации
трития в организме детей по мере удаления от источника выбросов не наблюдается.
Это еще раз подчеркивает необходимость контроля, ведения постоянного
мониторинга на всей территории Челябинской области и за ее пределами.

По заключению специалистов, тритий следует рассматривать как
ведущий радионуклид по вкладу в эффективные дозы облучения населения за период
деятель ПО «Маяк».

Кроме того, следует отметить, что потенциальная опасность
облучения населения за счет трития будет возрастать при продолжающихся работах
на предприятиях ЯТЦ и вводе в эксплуатацию новых реакторов АЭС, особенно на
быстрых нейтронах. Если в настоящее время эффективная эквивалентная доза,
обусловленная тритием, не превышает в среднем на одного человека 0.05% от
естественного фона, то с увеличением числа работающих реакторов во всех странах
она может примерно через 65 лет достигнуть 1%. Это без учета потенциальной
возможности возникновения радиационных аварий.

1.4.1
Тритий АЭС

Тритий, образующийся при работе АЭС и частично поступающий за
ее пределы с газообразными (в атмосферу) и жидкими (обычно в водоем-охладитель)
отходами, не представляет радиационной опасности для человека (в том числе для
индивидуумов из населения, проживающего вблизи АЭС, индивидуумов из критической
группы населения), и потому сбросы и выбросы трития с АЭС в окружающую среду не
нормируются практически ни одной страной, развивающей ядерную энергетику (кроме
стран, применяющих на АЭС тяжеловодные реакторы).

основной источник искусственного трития на Земле — испытания
термоядерного оружия. В семидесятых годах из-за ядерных испытаний активность
трития на земном шаре во много раз превышала активность естественного трития и
составляла примерно 1020 Бк. Это привело к тому, что объемная активность
трития, например в дождевой воде, в 1973 году в северном полушарии составляла
55 Бк/л и в среднем в разных водоемах северного полушария объемная активность
трития была от 10 до 200 Бк/л. Тритий легко окисляется, поэтому на Земле он
присутствует в основном в виде воды (в водоемах), в атмосфере тритий содержится
в количестве, не более 0.1% общего запаса трития на земном шаре и представлен
как газообразным тритием, так и парами тритиевой воды. После прекращения
массовых ядерных испытаний содержание трития в атмосфере уменьшилось,
уменьшилась и его объемная активность в водоемах и приземной атмосфере. В
настоящее время объемная активность глобального, т.е. связанного с ядерными
испытаниями, трития в пресноводных водоемах составляет от 5 до 175 Бк/л. Так, в
малых озерах Тверской области обнаружено до 75 Бк трития в литре воды, хотя в
некоторых — в 10 и более раз меньше. Массовых измерений содержания трития в
приземной атмосфере в последние годы не проводили, и содержание трития в
атмосферном воздухе в 1994 году не изменилось по сравнению с 1975 годом и
составляло примерно столько же, сколько было определено в 1982 году в регионе
Чернобыльской АЭС и в это же время в регионе Игналинской АЭС.

При работе АЭС тритий образуется в реакторах:

·        как продукт тройного деления ядер горючего
(при делении ядер U235 на 1 ГВт электрической мощности в реакторе
образуется 1,15х1011 Бк/сут трития);

·        в результате (n, γ) — реакции на ядрах дейтерия, находящегося в теплоносителе —
воде;

·        при захвате нейтронов ядрами В и Li,
находящимися в теплоносителе — воде (при борном регулировании, коррекции
водного режима — на АЭС с ВВЭР) и в стержнях регулирования;

·        в результате реакции Не3(n, р) H3 в газовом контуре (в
газе, заполняющем графитовую кладку) АЭС с РБМК;

·        в результате (n, H3) и (n, р) — реакций быстрых
нейтронов на ядрах 14N, 6Li, 10В, 40Са
и других, присутствующих в различных материалах, используемых в конструкции
реактора.

часть реакций образования трития протекает непосредственно в
реакторной воде (в воде первого контура АЭС с ВВЭР, в воде и пароводяной смеси
контура многократной принудительной циркуляции АЭС с РБМК), а часть — в твэлах
и стержнях регулирования. Из твэлов и стержней регулирования тритий попадает в
реакторную воду при нарушении герметичности оболочек твэлов или стержней
регулирования, а также вследствие диффузии — через оболочки или вследствие
утечки — через не плотности оболочек. количество (активность) трития,
поступающего из твэлов в теплоноситель, в каждый данный момент различно и
зависит как от продолжительности работы реактора, то есть от количества
наработанного в твэлах трития, так и от количества негерметичных твэлов,
эксплуатируемых в активной зоне реактора.

На АЭС с ВВЭР с борным регулированием основной реакцией
образования трития в теплоносителе является реакция В (n, 2α) H3, в отсутствие борного регулирования — реакция активизации
дейтерия, т.е. D (n, γ) H3. На АЭС с РБМК в
теплоносителе тритий образуется в основном по реакции D (n, γ) H3. К тритию, образовавшемуся в теплоносителе, по этим реакциям
добавляется тритий утечки из твэлов и стержней регулирования.

большой разницы между активностью трития в выбросах АЭС с
ВВЭР и РБМК (одинаковой мощности) нет. Это обусловлено особенностями контуров,
в которых образуется и циркулирует тритий и организацией эксплуатации активной зоны
реакторов. Обычно на АЭС с ВВЭР мощность выброса трития и его активность,
выбрасываемая, например, за год работы АЭС, несколько больше, чем на АЭС с
РБМК. Мощность выброса трития — максимум порядка 108 Бк/сут с двух
энергоблоков. (В формировании этих значений, естественно, участвует глобальный
и естественный тритий, задутый на АЭС приточной вентиляцией.) поскольку
мощность выброса трития невелика, для оценок можно принять, что вне зависимости
от типа реактора, работающего на АЭС (технологической схемы АЭС), а мощность
выброса трития, удаляемая с АЭС в атмосферу, за год составляет не более
нескольких единиц 108 Бк/сут. Это создает объемную активность трития в
приземном слое атмосферы, равную не более нескольких единиц или нескольких
десятков Бк/м3. При такой объемной активности трития в приземной
атмосфере дозовая нагрузка на индивидуума из населения (верхняя оценка)
составит не более 10 Зв/год.

Прямые измерения концентрации трития в приземной атмосфере в
регионе Чернобыльской АЭС (до аварии 1986 года) дали значение порядка 0.5 Бк/м3,
в других измерениях, например на Игналинской АЭС — несколько больше, до 1 Бк/м3.
Это значит, что оцененная дозовая нагрузка при ингаляции трития примерно в 10
раз меньше указанной ранее и, следовательно, составляет не более допустимой для
лиц из ограниченной части населения из-за радиоактивных выбросов АЭС. примерно
такие же значения можно получить по данным для региона Калининской АЭС, где
измеренная в 1992 году объемная активность трития в приземной атмосфере
составила 10-4 Бк/л.

таким образом, приведенные оценки показывают, почему выбросы
трития в атмосферу не нормируют и почему нет необходимости контролировать
мощность выброса трития с АЭС в атмосферу.

Большая часть трития, наработанного на АЭС, а точнее
находящегося в воде первого контура или контура многократной принудительной
циркуляции до 85%, покидает АЭС с жидкими стоками. Поскольку жидкие стоки на
большинстве АЭС сбрасываются в водоем-охладитель, в него и поступает тритий,
попавший с протечками в стоки: техническую (используемую для охлаждения турбин,
другого оборудования), дебалансную и другие удаляемые с АЭС воды. Вполне можно
полагать, что за год работы АЭС вода первого контура или контура многократной
принудительной циркуляции обновится, и следовательно, весь наработанный и
попавший в эти контуры тритий поступит в водоем-охладитель (естественно, за
вычетом трития, который был выброшен в атмосферу, но это сравнительно небольшая
его доля — не более 20%).

АЭС и водоем-охладитель — единая система с прямыми и
обратными связями между ее блоками — АЭС и водоемом. В этой системе и
происходит циркуляция трития, как того, который относится к естественному и
глобальному, так и образовавшегося при работе АЭС. поэтому активность трития,
сбрасываемую с АЭС в водоем, можно определить как разность между активностью
трития в сбросах жидких стоков с АЭС и активностью трития в воде, забираемой на
АЭС из водоема. Добавка трития в воду, взятую на АЭС из водоема, за время ее
пребывания на АЭС мала, поэтому сделать это практически не удается. Из-за того,
что до пуска АЭС в воде водоема-охладителя активность трития, как правило, не
определяли, не удается определить динамику активности во время работы АЭС.

Это определение предполагали сделать на озере Друкшяй — в
водоеме-охладителе Игналинской АЭС, для чего была определена нулевая (до начала
работы АЭС) объемная активность трития в воде озера: она составляла 25 Бк/л.
объемная нулевая активность трития была определена также в воде
водоема-охладителя Чернобыльской АЭС. Она составляла 15 Бк/л. однако
последующие наблюдения в течение почти четырех лет работы Чернобыльской АЭС в
пределах погрешности определения активности трития не выявили роста его
объемной активности, а следовательно, и полной активности трития в воде
водоема.

Тритий по ряду причин занимает особое место в вопросах
обеспечения радиационной безопасности АЭС. Во-первых, содержание трития в
жидких сбросах при нормальной работе АЭС намного превосходит по абсолютному
значению содержание всех остальных нуклидов, а в газообразных выбросах в
окружающую среду количество трития уступает только количеству радиоактивных
благородных газов. Во-вторых, в отличие от химически инертных РБГ,
инкорпорированный тритий эффективно включается в состав биологической ткани,
вызывая мутагенные нарушения, как за счет бета-излучения средней энергии 5.8
кэВ, так и за счет нарушения молекулярных связей, вызванных заменой изотопа
водорода нейтральным гелием, образовавшимся в результате распада трития.

В-третьих, тритий обладает большим периодом полураспада (12.4
лет) и вследствие этого является глобальным загрязнителем природных комплексов.

Образовавшийся на АЭС тритий, в отличие от других
радионуклидов, поступает в окружающую среду, минуя очистные барьеры, с жидкими
стоками в виде тритиевой воды и с газовыми выбросами.

С 1987 по 1995 годы проводились систематические исследования
содержания трития в водных объектах и приземной атмосфере в районе расположения
Калининской АЭС. Измерения выполнялись в аккредитованной Госстандартом России
лаборатории с использованием жидко сцинтилляционного бета-счетчика LKB 1220.
Предел чувствительности измерений содержания трития в воде составлял 0.4 Бк/л.
Погрешность измерений концентрации трития в воде не превышала 30%, в воздухе —
50%.

За период исследований средняя концентрация трития в воде
озер-охладителей изменялась в пределах от 140 до 192 Бк/л, имея тенденцию к
увеличению. Максимальная концентрация была отмечена в марте 1994 года и
составляла 260 Бк/л. Фоновая концентрация трития в воде озер Удомельского
района составляет от 4 до 8 Бк/л. таким образом за счет сбросов КАЭС содержание
трития в озере Песьво и Удомля превышает фоновые уровни этого нуклида примерно
в 40 раз. Среднегодовой вынос трития из озер с водами реки Сьежа оценивается в
11.1 ТБк/год. Прогноз, показывает, что при пуске третьего блока КАЭС
максимальная концентрация трития в воде озёр может достигнуть 370 Бк/л, а при
неблагоприятных гидрометеорологических условиях в маловодный год — 440 Бк/л.
Приводимые оценки справедливы только в случае продолжения сбросов тритий-содержащих
вод в озёра-охладители без учёта закачки в подземные горизонты.

В большинстве сельских источниках питьевого водоснабжения
cодержание трития находилось на уровне ниже чувствительности метода измерений.
Исключение составили пять колодцев, расположенных в береговой зоне озера
Песьво, концентрация трития в которых находилась в диапазоне от 2.6 до 19.6
Бк/л. появление трития в колодцах, по-видимому, связано с загрязнением
водоносных пластов в береговой зоне озер Удомли и Песьво. одной из задач
исследований являлось определение концентрации трития в воде малых прудов и
водообразований, используемых для водопоя скота. Наибольшее содержание трития —
от 11 до 74 Бк/л отмечено в воде прудов, расположенных в непосредственной
близости от озер Песьво и Удомля. На удалении 15 км от озер концентрация трития
снижалась до фонового уровня.

В штатном режиме работы КАЭС при коэффициенте используемой
мощности 0.7 годовой газоаэрозольный выброс трития в атмосферу составляет
примерно 11.1 ТБк/год. Среднегодовое поступление трития в атмосферу за счет
испарения с поверхности озерах Песьво и Удомля оценивается величиной 5.5
ТБк/год. таким образом, суммарное поступление трития в атмосферу составляет
примерно 16.6 ТБк/год.

Более 80% суммарного трития в пробах воздуха находилось в
связанной форме в виде паров тритиевой воды. Максимальные концентрации трития в
воздухе отмечались летом вблизи озёр-охладителей со стороны наветренного
берега.

Для оценки влияния сбросов трития в озерах Песьво и Удомля
были рассчитаны дозовые нагрузки на население. При расчёте суммарной дозы
предполагалось, что в воде озёр присутствуют только три нуклида: Cs134,
Cs137 и трития, для которых критическим органом является всё тело.

Концентрации Cs134 и Cs137 в воде озёр
при работе в штатном режиме и при пуске третьего блока при расчетах считались
неизменными и равными среднеизмеренным: 3.7 и 14.8 Бк/м3 соответственно.
Расчёты показали, что суммарная доза, создаваемая тремя нуклидами, при вкладе
трития 30% составляет 0.03 мЗв/год (3 мбэр/год). При расширении КАЭС до трех
блоков доза облучения приблизится к 0.04 мЗв/год и вклад трития составит не
менее 50%. В этом случае потребуются систематические наблюдения за содержанием
трития в воде озер и реки Съежи, так как любое повышение активности трития в
сбросных водах будет приводить к превышению установленных СП АЭС дозовых
пределов (0.05 мЗв/год).

наличие поверхностных водоемов-хранилищ ЖРО приводит к
проникновению РВ в грунтовые подземные воды.

Минуя очистные барьеры, образовавшийся на АЭС тритий (или
радиоактивный водород) поступает в ОС с жидкими сбросами в виде тритиевой воды
и газообразными выбросами. Загрязнение тритием грунтовых вод имеет место
практически при нормальной эксплуатации большинства российских АЭС. Наличие
трития вокруг АЭС скоро станет главной головной связанное с истинным или потенциальным повреждением ткани или описываемое в терминах такого повреждения»>болью. Тритий легко связывается
протоплазмой живых клеток и тысячекратно накапливается в пищевых цепочках.
Когда тритий распадается, он превращается в гелий и испускает сильное
бета-излучение. Эта трансмутация особенно опасна для живых организмов, так как
может поражать генетический аппарат клеток.

однако реактор типа БН-600 (Белоярская АЭС) имеет в плане
наработки трития существенное отличие, поэтому постоянный контроль выброса,
сброса трития и концентрации трития в Белоярском водохранилище не вызывает
особых вопросов. Не дает возможности отказа от постоянного контроля трития и
близость Белоярской АЭС и ПО Маяк. Представлены данные биофизической станции
(поселок Заречный), которая осуществляет контроль трития около Белоярской АЭС.
Источниками поступления трития в Белоярское водохранилище также являются
промливневый и обводной каналы. Наблюдения за содержанием трития в первом,
проводившиеся систематически в течение длительного времени (с 1980 по 1988
годы) показали, что во всех пробах концентрация трития в среднем в 2 раза выше,
чем по водохранилищу в целом. Содержание его в обводном канале оказалось выше,
чем в промливневом. При этом самая высокая концентрация радионуклида обнаружена
в этом канале — напротив водоочистных сооружений (5700 Бк/л). По мере
продвижения вдоль канала содержание радионуклида снижается в результате
разбавления водой из котельной и впадающих в него небольших ручьев. В месте
впадения в водоем-охладитель концентрация трития остается достаточно высокой
(580 Бк/л).

Таким образом, обводной канал, считающийся радиоактивно
чистым, загрязняет водоем радионуклидами даже больше, чем промливневый.

Как известно, тритий — один из наиболее подвижных
радионуклидов. Он плохо сорбируется растениями и грунтами, находится
преимущественно в воде. поэтому в природных условиях этот радионуклид может
переноситься водным потоком на большие расстояния. Поскольку в окрестностях
Белоярской АЭС наиболее крупной водной артерией является река Пышма, изучали
изменение содержания трития в ней на всем ее протяжении. Как уже говорилось,
Белоярское водохранилище расположено в 75 км от истока реки Пышмы. Ниже по
течению в нее впадает река Ольховка, вытекающая из Ольховского болота, в
которое в течение более, чем 25 лет производится контролируемый сброс
дебалансных промышленных вод Белоярской атомной электростанции. По содержанию
трития в воде реке Пышмы наиболее низкая его концентрация до впадения этой реки
в водохранилище, а на участке от плотины до места впадения реки Ольховки
концентрация несколько возрастает (до 50 Бк/л). после впадения реки Ольховки
она увеличивается до 95 Бк/л за счет притока загрязненной воды из Ольховского
болота. Ниже по течению реки Пышмы на расстоянии до 120 км от места слияния ее
с рекой Ольховкой концентрация трития остается более высокой по сравнению с
водой до впадения реки в водохранилище.

Как известно, одним из возможных путей поступления трития в
окружающую среду являются газоаэрозольные выбросы АЭС. В связи с этим
исследовали содержание трития в дождевых и снеговых осадках на разном расстоянии
от АЭС.

1.4.2
Тритий ядерных хранилищ

В 2000-2005 годах проводилась оценка содержания трития в зоне
строго режима и районе расположения Благовещенского, Нижегородского,
Мурманского, Свердловского и Челябинского спецкомбинатов Радон.

Контакт воды с РАО в емкости хранилищ ТРО приводит к
образованию жидких тритиевых отходов. Тритий выходит за пределы хранилища
твердых радиоактивных отходов и обнаруживается в воде контрольных скважин
санитарно-защитной зоны предприятия в количествах превышающих не только фоновые
значения, но и уровень вмешательства, достигая в отдельных случаях уровня
тритиевых отходов.

Однако это не привело к загрязнению тритием поверхностных
водоемов и источников питьевого водоснабжения в пятикилометровой зоне
расположения спецкомбинатов.

Спецкомбинаты Радон представляют потенциальную опасность
загрязнения окружающей среды тритием и нуждаются в радиоэкологическом
мониторинге трития как в санитарно-защитной зоны, так и за ее пределами.

1.5
химические и физические свойства бериллия

Бериллий — стратегический металл, необходимый для ядерной и
аэрокосмической промышленности и используемый в производстве
телекоммуникационного оборудования. В настоящее время имеющиеся потребности
России в бериллии удовлетворяются за счет импорта.

Продукция проектной компании сможет покрыть весь
отечественный спрос, что позволит обеспечить 100% выполнение государственных
заказов и коммерческих поставок для всех отраслей промышленности в России, в
том числе для космической отрасли в рамках Федеральной космической программы
(рост 7.5% в год), гражданской и военной авиации (рост 6.5% в год),
развивающегося автомобилестроения (рост 2.5% в год), телекоммуникационной
отрасли (рост 10% в год).

К 2015 году объем мирового рынка бериллия в количественном
выражении достигнет 465 тонн. Планируется, что доля проектной компании к этому
моменту, в пересчете на чистый бериллий в металлическом эквиваленте, будет
составлять порядка 24%. основные драйверы роста — увеличение спроса на бериллий
со стороны телекоммуникационной и оборонной отраслей.

В рамках проекта будет создана новая проектная компания на
базе Ермаковского бериллиевого месторождения (Республика Бурятия). Основным
продуктом проекта станет гидроксид бериллия. дальнейшая переработка будет
происходить в Казахстане на Ульбинском металлургическом заводе (УМЗ).
Предприятие входит в число крупнейших в мире производителей изделий из урана,
бериллия и тантала и является единственным на Евразийском континенте
предприятием, выпускающим все виды бериллийсодержащей продукции от черновых
слитков до готовых изделий.

Основная часть выручки будет приходиться на продукты с
максимальной добавленной стоимостью — металлический бериллий и наноматериалы из
бериллия (59% выручки). В рамках проекта будет создана лаборатория по
разработке и подготовке к производству наноматериалов из бериллия
(композиционные материалы и керамика). К участию в исследованиях планируется
привлечь специалистов Национального исследовательского центра «Курчатовский
институт», национального исследовательского Томского политехнического
университета, ОАО «Композит», ОАО «ВНИИНМ имени академика А.А. Бочвара»,
Московского физико-технического института.

Переход к наноразмерам позволяет получать сплавы прочнее
многих специальных сталей, которые при этом, будут в 1.5 раза легче алюминия.
Они не утрачивают полезных свойств при температуре 700-800°C и могут работать в
условиях таких температур. Нанокерамика на основе оксида бериллия обладает
уникальными физико-химическими свойствами, проявляя высокую химическую,
термическую и радиационную стойкость, а так же теплопроводность.

Бериллий (лат. Beryllium), Be, химический элемент II группы
периодической системы Менделеева, атомный номер 4, атомная масса 9.0122; легкий
светло-серый металл. Имеет один стабильный изотоп 9Ве.

Открыт в 1798 году в виде оксида ВеО, выделенной из минерала
берилла Л. Вокленом. металлический бериллий впервые получили в 1828 году Ф.
Велер и А. Бюсси независимо друг от друга. Так как некоторые соли бериллия
сладкого вкуса, его вначале называли «глюциний» (от греч. glykys — сладкий) или
«глиций». Название Glicinium (знак Gl) употребляется (наряду с бериллием)
только во Франции. Применение бериллия началось в сороковых годах 20 века, хотя
его ценные свойства как компонента сплавов были обнаружены еще ранее, а замечательные
ядерные — в начале тридцатых годов 20 века.

Для выделения металлического бериллия его оксид или гидроксид
сначала переводят в хлорид или фторид. Металл получают электролизом
расплавленных смесей хлоридов бериллия и щелочных элементов или действием магния
на фторид бериллия при температуре около 1300°С:

2 + Mg = MgF2 + Be

Для получения заготовок и изделий из бериллия используют, в
основном, методы порошковой металлургии.

Бериллий — легирующая добавка в медных, никелевых, железных и
других сплавах. Способность бериллия увеличивать твердость меди была открыта в
1926 году. Сплавы меди с 2% бериллия назвали бериллиевыми бронзами. Сейчас
известно, что добавка около 2% бериллия в шесть раз увеличивают прочность меди.
Кроме того, такие сплавы (которые также обычно содержат 0.25% кобальта) имеют
хорошую электрическую проводимость, высокую прочность и сопротивление износу.
Они не магнитны, устойчивы к коррозии и находят многочисленные области
применения в движущихся частях двигателей самолетов, точных инструментах,
управляющих реле в электронике. Кроме того, они не искрят и поэтому широко
применяются для изготовления ручного инструмента в нефтяной промышленности.
Никелевый сплав, содержащий 2% бериллия, используется также для
высокотемпературных пружин, зажимов, мехов и электрических контактов. Все
большее значение приобретают бериллий-алюминиевые сплавы, в которых содержание
бериллия достигает 65%. Они имеют широкий круг сфер использования — от
авиакосмической промышленности до производства компьютеров.

С помощью бериллия улучшают качество поверхности деталей
машин и механизмов. Для этого готовое изделие выдерживают в порошке бериллия
при 950°С, и его поверхность делается тверже, чем у лучших сортов закаленной
стали.

Еще одна важная область применения бериллия — в ядерных
реакторах, так как он является одним из наиболее эффективных замедлителей и
отражателей нейтронов. Его используют и в качестве материала для окошек в
рентгеновских трубках. Бериллий пропускает рентгеновские лучи в 17 раз лучше,
чем алюминий и в 8 раз лучше, чем линдемановское стекло.

Смесь соединений радия и бериллия долгое время использовалась
как удобный лабораторный источник нейтронов, образующихся по ядерной реакции:


9Be + 4He = 12C + 1n

В 1932 при использовании именно этой смеси английским физиком
Джеймсом Чедвиком был открыт нейтрон.

В производстве металлического бериллия доминируют США
(американская фирма «Brush Wellman», базирующаяся в Кливленде). Китай и
Казахстан также имеют производственные мощности по выпуску металлического
бериллия.

Потребление бериллия в США, где этот металл применяется
больше всего, в 2000 составило примерно 260 т (по содержанию металла), из
которых 75% использовалось в виде медно-бериллиевых сплавов для изготовления
пружин, соединителей и переключателей, применяемых в автомобилях, летательных
аппаратах и компьютерах. В течение 1990-х цены на медно-бериллиевые сплавы
оставались стабильными и составляли примерно 400 долларов за килограмм
бериллия, этот уровень цен сохраняется и сейчас.

По оценке компании «Roskill», мировой Спрос на бериллий в
2001 резко снизился, в частности, за счет сокращения рынка
телекоммуникационного оборудования, являющегося, вероятно, крупнейшей сферой
потребления этого металла. однако эксперты «Roskill» полагают, что в
среднесрочной перспективе это снижение будет компенсироваться ростом спроса на
медно-бериллиевую ленту со стороны производителей автомобильных электронных
устройств и компьютеров. В более отдаленной перспективе, как ожидают,
продолжится рост потребления медно-бериллиевых сплавов в производстве
подводного телекоммуникационного оборудования, а также повысится Спрос на трубы
для нефтегазовой промышленности, в состав материала которых входит бериллий.

Маловероятно, что спрос на металлический бериллий заметно
возрастет, поскольку цены на альтернативные материалы ниже, чем на бериллий,
который является весьма дорогостоящим металлом. Так, в ряде сфер потребления
альтернативными ему материалами могут служить графит, сталь, алюминий и титан,
а вместо медно-бериллиевых сплавов может использоваться фосфорная бронза.

1.5.1
Распространение бериллия в природе

Бериллий — редкий элемент, среднее содержание его в земной
коре 6·10-4% по массе. Бериллий — типичный литофильный элемент,
характерный для кислых, субщелочных и щелочных магм. известно около 40
минералов бериллия. Из них наибольшее практическое значение имеет берилл,
перспективны и частично используются фенакит, гельвин, хризоберилл, бертрандит.

1.5.2
Физические свойства бериллия

Кристаллическая решетка бериллия гексагональная плотноупакованная.
Бериллий легче алюминия, его плотность 1847.7 кг/м3 (у Аl около 2700
кг/м3), tпл = 1285°С, tкип = 2470°С.

Бериллий обладает наиболее высокой из всех металлов
теплоемкостью, 1.80 кДж/(кг·К) или 0.43 ккал/(кг·°С), высокой
теплопроводностью, 178 Вт/(м·К) или 0.45 кал/(см·сек·°С) при 50°С, низким
электросопротивлением от 3.6 до 4.5 мкОм·см при 20°С; коэффициент линейного
расширения от 10.3 до 131 (от 25 до 100°С). Эти свойства зависят от качества и
структуры металла и заметно меняются с температурой. Модуль продольной
упругости (модуль Юнга) 300 Гн/м2 (3·104 кгс/мм2).
Механические свойства бериллия зависят от чистоты металла, величины зерна и
текстуры, определяемой характером обработки. Предел прочности бериллия при
растяжении от 200 до 550 Мн/м2 (от 20 до 55 кгс/мм2),
удлинение от 0.2 до 2%. Обработка давлением приводит к определенной ориентации
кристаллов бериллия, возникает анизотропия, становится возможным улучшение
свойств. Предел прочности в направлении вытяжки доходит до 600 Мн/м2 (600
кгс/мм2), предел текучести от 250 до 600 Мн/м2 (от 25 до
60 кгс/мм2), а относительное удлинение до 8%. Механические свойства
в направлении, перпендикулярном вытяжке, почти не меняются. Бериллий — хрупкий
металл; его ударная вязкость от 10 до 50 кДж/м2 (от 0.1 до 0.5 кгс·м/см2).
температура перехода бериллия из хрупкого состояния в пластическое
приблизительно 300°С.

Благодаря самой высокой внутренней теплоте правления, этот
металл обладает уникальными характеристиками, определяющими его
востребованность в ведущих отраслях производства и науки. Вышеупомянутая
редкость бериллия в природе делает этот элемент своеобразным дефицитом в мире
современных металлических сплавов.

Получают бериллий путем выделения из алюминиевых сплавов с
помощью разнообразных технологий очистки, а также из минералов бериллов, на
которые воздействуют концентрированной серной кислотой. Металлический бериллий
производится путём обработки бериллиевых оксидов и сульфатов (Ве(ОН) 2 или
BeSO4). Технологические процессы производства бериллия достаточно сложны и
требуют значительных энергозатрат, поэтому этот металл относится к
дорогостоящим материалам.

Уникальное природное свойство бериллия — не вступать во
взаимодействие с рентгеновским излучением определило активное использование
этого металла в изготовлении рентгенотехнических приборов и оборудования.

Кроме того, сегодня бериллиевые сплавы применяются для
изготовления нейтронных отражателей и замедлителей в ядерных реакторах. Оксид
бериллия отличается предельно высокой теплопроводностью и огнеупорностью, которая
также используется в производстве оборудования для ядерной энергетики.

Аэрокосмическая и авиационная промышленность — ещё две
отрасли, в которых находят успешное применение прочности, антикоррозийности и
огнеупорности бериллиевых сплавов. В металлургии бериллий используется в
качестве легирующего элемента, увеличивающего антикоррозийную и конструкционную
прочность стали.

1.5.3
Химические свойства бериллия

В химических соединениях бериллий двух валентен (конфигурация
внешних электронов 2s2). Бериллий обладает высокой химической
активностью, но компактный металл устойчив на воздухе благодаря образованию
тонкой и прочной пленки оксида ВеО. При нагревании выше 800°С быстро
окисляется. С водой до 100°С бериллий практически не взаимодействует. Легко
растворяется в плавиковой, соляной, разбавленной серной кислотах, слабо
реагирует с концентрированной серной и разбавленной азотной кислотами и не
реагирует с концентрированной азотной. Растворяется в водных растворах щелочей,
образуя соли бериллаты, например Na2BeO2. При комнатной
температуре реагирует с фтором, а при повышенных — с других галогенами и
сероводородом. Взаимодействует с азотом при температуре выше 650°С с
образованием нитрида Be3N2 и при температуре выше 1200°С
с углеродом, образуя карбид Ве2С. С водородом практически не
реагирует во всем диапазоне температур. Гидрид бериллия получен при разложении
бериллийорганических соединений и устойчив до 240°С. При высоких температурах
бериллий взаимодействует с большинством металлов, образуя бериллиды; с алюминием
и кремнием дает эвтектические сплавы. Растворимость примесных элементов в
бериллии чрезвычайно мала. Мелкодисперсный порошок бериллия сгорает в парах
серы, селена, теллура. Расплавленный бериллий взаимодействует с большинством
оксидов, нитридов, сульфидов и карбидов. Единственно пригодным материалом
тиглей для плавки Бериллия служит оксид бериллия.

Гидрооксид Be(OH)2 — слабое основание с
амфотерными свойствами. Соли Бериллия сильно гигроскопичны и за небольшим
исключением (фосфат, карбонат) хорошо растворимы в воде, их водные растворы
вследствие гидролиза имеют кислую реакцию. Фторид BeF2 с фторидами
щелочных металлов и аммония образует фторбериллаты, например Na2BeF4,
имеющие большое промышленное значение. Известен ряд сложных бериллий
органических соединений, гидролиз и окисление некоторых из них протекают со
взрывом.

1.5.4
Получение бериллия

В промышленности металлический бериллий и его соединения
получают переработкой берилла в гидрооксид Ве(ОН)2 или сульфат BeSO4.
По одному из способов, измельченный берилл спекают с Na2SiF6,
образующиеся фторбериллаты натрия Na2BeF4 и NaBeF3 выщелачивают
из смеси водой; при добавлении к этому раствору NaOH в осадок выпадает Ве(ОН)2.
По другому способу, берилл спекают с известью или мелом, спек обрабатывают
серной кислотой; образующийся BeSO4 выщелачивают водой и осаждают
аммиаком Ве(ОН)2. более полная очистка достигается многократной
кристаллизацией BeSO4, из которого прокаливанием получают ВеО.
известно также вскрытие берилла хлорированием или действием фосгена. дальнейшая
обработка ведется с целью получения BeF2 или ВеCl2.

металлический бериллий получают восстановлением BeF2
магнием при температуре от 900 до 1300°С или электролизом ВеСl2 в
смеси с NaCl при 350°С.

полученный металл переплавляют в вакууме. Металл высокой
чистоты получают дистилляцией в вакууме, а в небольших количествах — зонной
плавкой; применяют также электролитическое рафинирование.

Из-за трудностей получения качественных отливок заготовки для
изделий из Бериллия готовят методами порошковой металлургии. Бериллий
измельчают в порошок и подвергают горячему прессованию в вакууме при
температуре от 1140 до 1180°С. Прутки, трубы и другие профили получают
выдавливанием при температуре от 800 до 1050°С (горячее выдавливание) или при
температуре от 400 до 500°С (теплое выдавливание). Листы из бериллия получают
прокаткой горячепрессованных заготовок или выдавленных полос при температуре от
760 до 840°С. применяют и других виды обработки — ковку, штамповку, волочение.
При механической обработке бериллия пользуются твердосплавным инструментом.

1.5.5
Применение бериллия

Сочетание малой атомной массы, малого сечения захвата
тепловых нейтронов (0.009 барн на атом) и удовлетворительной стойкости в
условиях радиации делает бериллий одним из лучших материалов для изготовления
замедлителей и отражателей нейтронов в атомных реакторах. В бериллии выгодно
сочетаются малая плотность, высокий модуль упругости, прочность,
теплопроводность. По удельной прочности бериллий превосходит все металлы.
Благодаря этому в конце пятидесятых начале шестидесятых годов бериллий стали
применять в авиационной, ракетной и космической технике и гироприборостроении.
Однако высокая хрупкость бериллия при комнатной температуре — главное
препятствие к его широкому использованию как конструкционного материала.
Бериллий входит в состав сплавов на основе Al, Mg, Cu и других цветных
металлов.

некоторые бериллиды тугоплавких металлов рассматриваются как
перспективные конструкционные материалы в авиа- и ракетостроении. Бериллий
применяется также для поверхностной бериллизации стали. Из бериллия изготовляют
окна рентгеновских трубок, используя его высокую проницаемость для
рентгеновских лучей (в 17 раз большую, чем у алюминия). Бериллий применяется в
нейтронных источниках на основе радия, полония, актиния, плутония, так как он
обладает свойством интенсивного излучения нейтронов при бомбардировке α-частицами. Бериллий и некоторые его соединения рассматриваются как
перспективное твердое ракетное топливо с наиболее высокими удельными
импульсами.

широкое производство чистого бериллия началось после второй
мировой войны. Переработка бериллия осложняется высокой токсичностью летучих
соединений и пыли, содержащей бериллий, поэтому при работе с бериллием и его
соединениями нужны специальные меры защиты.

1.6
Переработка облученного бериллия

Изобретение относится к ядерной технике и может быть
использовано при утилизации и захоронении облученных изделий из бериллия,
применяемых в качестве отражателя и замедлителя нейтронов ядерных реакторов, а
также компонентов бланкета и других элементов термоядерного реактора.
Заявляемый способ позволяет снизить объем высокоактивных отходов, что приведет
к повышению безопасности и снижению стоимости при последующем хранении.
Извлекают облученный бериллий или изделия из него из ядерного реактора, удаляют
поверхностные загрязнения путем стравливания поверхностного слоя в кислоте,
удаляют тритий, отжигая в среде инертного газа в присутствии
водородопоглощающих материалов, растворяют бериллий в соляной кислоте,
добавляют азотнокислый лантан и едкий натрий, удаляют осажденные радиоактивные
примеси, переводят раствор в кислый и осаждают бериллий из раствора, добавляя в
него водный раствор аммиака. Техническим эффектом является снижение объема
высокоактивных отходов, что позволяет снизить стоимость и повысить безопасность
при последующем хранении.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть
использовано при утилизации и захоронении облученных изделий из бериллия,
применяемых в качестве отражателя и замедлителя нейтронов ядерных реакторов, а
также компонентов бланкета и других элементов термоядерного реактора.

Изделия из бериллия в виде массивных блоков отражателя или
замедлителя нейтронов ядерных реакторов исчерпывают свой эксплуатационный
ресурс в реакторе вследствие деградации механических свойств бериллия, что
проявляется в охрупчивании, образовании трещин и частичном разрушении блоков.
После исчерпания ресурса блок выгружается из реактора и перемещается в
хранилище высокоактивных отходов. Однако хранилище высокоактивных отходов, в основном
предназначенное для захоронения облученных тепловыделяющих сборок с ядерным
топливом, имеет ограниченный объем и высокую стоимость захоронения. Поэтому
целесообразнее производить захоронение облученных бериллиевых блоков в
хранилище низкоактивных отходов, что значительно дешевле и безопаснее с точки
зрения сохранения нормальной экологической обстановки в районе хранилища
радиоактивных отходов.

В настоящее время известен способ переработки облученного
бериллия, который заключается в извлечении облученного бериллия или изделий из
него из ядерного реактора и перемещении их в хранилище высокоактивных отходов.

Данный способ имеет основной недостаток, заключающийся в
сохранении высокого уровня радиоактивности облученного бериллия или изделий из
него и, соответственно, высокой стоимости захоронения облученного бериллия в
хранилище высокоактивных отходов.

Техническим эффектом заявляемого способа является снижение
объема высокоактивных отходов, что позволяет снизить стоимость и повысить
безопасность при последующем хранении.

Предлагаемый способ переработки облученного бериллия включает
извлечение облученного бериллия или изделия из него из ядерного реактора, при
необходимости разделку изделия из облученного бериллия на фрагменты, удаление
поверхностного загрязнения радионуклидами на глубину коррозионного повреждения,
преимущественно путем стравливания поверхностного слоя в кислоте или смеси
кислот, преимущественно в растворе соляной кислоты на глубину до 100
микрометров. затем для удаления трития производят отжиг в среде инертного газа,
преимущественно аргона, с содержанием кислорода или в вакууме в присутствии
водородопоглощающих материалов. В качестве водородопоглощающих материалов
используют металлические геттеры, преимущественно цирконий, титан, гафний. Отжиг
производят преимущественно при температуре от 300 до 1200°С в течение от 0.1 до
10 часов, при этом при меньшей температуре выбирают большие значения времени, а
при большей температуре выбирают меньшие значения времени из указанных
интервалов. после чего растворяют бериллий в соляной кислоте и добавляют
азотнокислый лантан до концентрации от 0.5 до 2 мг/л и едкий натрий, при
избытке едкого натрия. Удаляют осажденные радиоактивные примеси, затем вводят
азотную кислоту до закисления раствора, предпочтительно до уровня кислотности
раствора рН 1, и вводят водный раствор аммиака до полного выделения осадка.
Отделяют осадок и при необходимости нагревают осадок до получения окиси
бериллия.

Извлечение облученного изделия из бериллия из ядерного
реактора производят дистанционно с помощью специального оборудования в виде
перегрузочной машины. Часто после окончания эксплуатации в реакторе массивные
бериллиевые блоки имеют развитую сеть трещин или видимые разрушения, поэтому
необходимы особые меры предосторожности при манипуляциях с ними. При
необходимости, в том случае если величина образовавшихся фрагментов велика, для
последующей работы с ними дальнейшую разделку изделий из бериллия на фрагменты
производят в защитных камерах на станках с дистанционным управлением. Разделку
на фрагменты производят для обеспечения удобства проведения последующих
операций с более компактным материалом, а также для увеличения поверхности
контакта и, соответственно, эффективности последующей химической обработки
облученного бериллия.

В процессе эксплуатации изделия из бериллия в ядерном
реакторе происходит его омывание водой — теплоносителем первого контура. В
водяном теплоносителе присутствует некоторое количество радиоактивных примесей
— это продукты деления ядерного топлива, продукты коррозии элементов активной
зоны и т.п. Бериллий при температуре воды от 50 до 100°С подвержен коррозии,
которая к тому же несколько усиливается под облучением. Характер коррозии
бериллия заключается в образовании локальных зон повреждения, расположенных в
местах выхода на поверхность многочисленных включений карбооксидов, имеющихся
уже в исходном состоянии бериллия. Эти зоны обладают рыхлой структурой, поэтому
способны задерживать в себе находящиеся в водяном теплоносителе радиоактивные
примеси. Для того чтобы провести дезактивацию фрагментов от поверхностных
загрязнений радионуклидами, необходимо полностью удалить поверхностный слой с
коррозионными зонами повреждения, содержащими радионуклиды. наиболее
эффективный способ удаления поверхностного слоя состоит в его стравливании в
кислоте или смеси кислот. Экспериментально установлено, что наиболее эффективно
происходит стравливание в водном растворе соляной кислоты. Глубина стравливания
определяется величиной зон коррозионного повреждения, размер которых может достигать
в отдельных случаях 100 микрометров. Поэтому необходима поверхностная
обработка, то есть стравливание облученных бериллиевых фрагментов, на глубину
до 100 мкм, в результате чего достигается полное удаление поверхностного
загрязнения радионуклидами.

Эксплуатация изделий из бериллия в ядерном реакторе
сопровождается их интенсивным нейтронным облучением. В результате ядерных
реакций нейтронов с атомами бериллия и присутствующими в нем металлическими
примесями происходит образование радиоактивных изотопов, в частности
газообразного трития, а также некоторых радиоактивных металлов. Эти
радиоактивные изотопы, образующиеся во всем объеме изделия из бериллия при
нахождении в реакторе, вносят основной вклад в величину наведенной
радиоактивности бериллия.

Для удаления трития производят отжиг при температуре от 300
до 1200°С в течение от 0.1 до 10 часов, при этом при меньшей температуре
выбирают большие значения времени, а при большей температуре выбирают меньшие
значения времени из указанных интервалов, что объясняется необходимостью
полного прохождения процесса удаления трития из всего объема облученного
бериллия, поскольку при сравнительно меньшей температуре скорость диффузии
трития ниже, чем при более высокой. Чем больше размер отжигаемых фрагментов
облученного бериллия, тем должна быть выше температура нагрева и дольше время
выдержки при данной температуре. Эти взаимосвязи размера фрагментов бериллия,
температуры и длительности отжига были установлены экспериментально, поэтому
для каждой партии фрагментов параметры отжига подбираются индивидуально
экспериментальным путем, но при этом параметры всегда лежат в указанных
пределах. Ниже 300°С накопленный тритий не выделяется из бериллия, поскольку
при этих температурах низка его диффузионная подвижность, и он остается в
зернах материала в растворенном состоянии. При температурах выше 1200°С из
облученного бериллия выделяется весь накопленный тритий и более высокие
температуры увеличивают энергозатраты, не создавая дополнительного эффекта, то
есть нецелесообразны.

Нагрев облученного бериллия в вакууме производят в
присутствии водородопоглощающих материалов, которыми являются, например,
металлические геттеры. В качестве геттеров используются губка, проволока,
фольга или другого вида и формы изделия из циркония, титана, гафния или другого
металла, склонного к поглощению водорода, что позволяет перевести газообразный
тритий в твердые гидриды металлов, находящиеся внутри геттера. Емкость
металлических геттеров для поглощения трития очень велика, при этом объем
самого геттера по сравнению с объемом бериллиевых фрагментов незначителен, то
есть незначителен объем высокоактивных отходов, подлежащих захоронению.

Отжиг облученного бериллия может быть также проведен в среде
инертного газа, преимущественно аргона, с содержанием кислорода, достаточного
для полного перевода трития в тритиевую воду. необходимое количество кислорода
определяется в каждом случае экспериментально с учетом соотношения трития и
кислорода в молекуле тритиевой воды. В дальнейшем образовавшаяся тритиевая вода
аккумулируется в емкости с радиоактивными жидкими отходами с последующим
захоронением. Объем жидких радиоактивных отходов, содержащих тритиевую воду,
также имеет сравнительно меньший объем, чем объем фрагментов облученного
бериллия, при этом в процессе захоронения происходит значительное растворение
радиоактивной воды обычной, чем достигается максимальное снижение ее удельной
активности.

Описанная выше операция отжига позволяет полностью удалить из
облученного бериллия накопленный радиоактивный тритий, поглотить его либо
геттером, либо связать в виде тритиевой воды, то есть исключить его появление в
последующих этапах переработки.

Последующее растворение бериллия в соляной кислоте и
добавление азотнокислого лантана до концентрации от 0.5 до 2 мг/л при избытке
едкого натрия приводит к полному растворению бериллия с одновременным
выпадением нерастворимого осадка, содержащего посторонние, в том числе
радиоактивные, примеси. указанное соотношение азотнокислого лантана и едкого
натрия является наиболее оптимальным с точки зрения эффективности процесса
растворения бериллия и осаждения радиоактивных примесей. При количестве
азотнокислого лантана менее 0.5 мг/л процесс осаждения примесей проходит не
полностью, часть примесей остается в растворе, при количестве его 2 мг/л
осаждение завершилось полностью, поэтому дальнейшее увеличение содержания
является нецелесообразным. Удаление осажденных радиоактивных примесей проводят
преимущественно фильтрацией раствора с улавливанием радиоактивных примесей в
виде удаляемого осадка. Радиоактивный осадок собирается в отдельную емкость и
помещается в хранилище высокоактивных отходов в компактном виде. Полученный
раствор, содержащий бериллий, является низкоактивным.

далее вводят в раствор азотную кислоту до закисления
раствора. оптимальным является уровень кислотности раствора рН 1, что
обеспечивает повышение эффективности прохождения последующей операции
экстракции бериллия. затем добавляют водный раствор аммиака до полного
выделения осадка, содержащего бериллий. после фильтрации раствора и отделения
осадка при необходимости проводят нагрев осадка, преимущественно путем
прокаливания на воздухе при температуре от 800 до 900°С в течение от 1 до 3
часов с получением окиси бериллия в виде порошка. Интервалы температуры и
длительности прокаливания выбраны экспериментально исходя из критерия
максимальной эффективности процесса. При меньшей температуре и длительности
реакция проходит не полностью и не вся окись бериллия образуется из осадка. При
превышении указанных температурно-временных пределов происходит ненужная трата
энергоресурсов, поскольку вся окись бериллия уже образовалась и дальнейшие
энергозатраты не требуются.

Таким образом, способ обеспечивает эффективную переработку
облученных в ядерном реакторе изделий из бериллия с высокой удельной
активностью до низко активной порошкообразной окиси бериллия. Побочными
радиоактивными продуктами этой переработки, подлежащими захоронению в виде
радиоактивных отходов, являются геттер с аккумулированным тритием или жидкая
тритиевая вода, а также осадок радиоактивных металлических примесей. Все эти
продукты переработки облученного бериллия занимают значительно меньший объем
сравнительно с объемом переработанных фрагментов бериллия, чем достигается
существенная экономия места в хранилище радиоактивных отходов. В частности, в
хранилище высокоактивных отходов может быть помещен геттер с аккумулированным
тритием и осадок металлических радиоактивных примесей, остальные продукты
переработки могут размещаться в хранилище низкоактивных отходов.

Заявляемый способ реализован следующим образом.

Пример 1.

Данный способ был использован для переработки бериллиевой
передней пластины первого ряда отражателя, отработавшей свой ресурс в
исследовательском реакторе СМ. Пластина имеет форму прямоугольного
параллелепипеда с размерами 500×209×26 мм, имеющего сложные вырезы по граням. Отработавшая в реакторе
пластина имела сеть сквозных трещин, расположенных в центральной части, где был
максимальный нейтронный поток и, соответственно, произошло максимальное
радиационное повреждение бериллия. После извлечения из активной зоны реактора
пластина была перемещена в защитную камеру, где на отрезном станке была
разрезана на фрагменты с габаритами примерно 50×105×20 мм. подготовленные фрагменты были помещены в емкость с
раствором десяти процентной соляной кислоты, где было проведено стравливание
поверхностного слоя фрагментов на глубину от 50 до 60 мкм. Данная глубина
травления была выбрана после проведения исследований бериллия из этого изделия
и определения глубины очагов коррозии, которая составила от 20 до 55 мкм. после
травления были проведены промывка бериллиевых фрагментов проточной водой и
последующая сушка в потоке горячего воздуха. В результате наведенная активность
радионуклидов, снимаемых с поверхности бериллиевых фрагментов мазком влажным
тампоном, снижалась до естественного фона. далее фрагменты бериллия размещали в
емкость из молибдена, содержащую металлическую стружку геттеров: циркония и
титана. Возможно использование в качестве геттера компактного гафния. Емкость
герметично закрывали и помещали в вакуумную печь для удаления трития. после
откачивания камеры печи до вакуума и нагрева до 900°С произвели выдержку в
течение 6 часов. после остывания печи бериллий извлекли из емкости и поместили
в стальной контейнер. Определение содержания трития в отожженном бериллии
спектрометрическим методом показало, что тритий не фиксируется при
чувствительности метода до 10-6%. Далее фрагменты бериллия порциями
по четыре фрагмента загружали в емкость, изготовленную из коррозионно-стойкой
нержавеющей стали. В емкость была залита соляная кислота семидесяти процентной
концентрации, в результате чего произошло полное растворение бериллия. Затем в
емкость добавляли азотнокислый лантан до концентрации 1.2 мг/л и едкий натрий,
при избытке едкого натрия. В результате произошло выпадение осадка. В
дальнейшем полученный раствор через систему фильтров был перекачен во вторую
емкость, также выполненную из коррозионностойкой нержавеющей стали. Оставшийся
осадок был слит в емкость для последующего захоронения в качестве радиоактивных
отходов. Корректировку оставшегося раствора, содержащего бериллий, во второй
емкости проводили добавлением азотной кислоты до рН 1, после чего добавляли
водный раствор аммиака до выпадения осадка. полученный раствор пропустили через
систему фильтров, в результате чего в емкости остался осадок, содержащий
бериллий. Осадок был перегружен в керамический тигель, который помещался в
печь. Была проведена операция прокаливания на воздухе при температуре 830°С в
течение 2 часов. В результате был получен порошок окиси бериллия темно-серого
цвета. По результатам анализов химического и изотопного состава было показано,
что порошок действительно является окисью бериллия. Радиоактивность полученного
порошка окиси бериллия была на уровне категории низкоактивных отходов.

Пример 2.

После удаления поверхностного загрязнения (по примеру 1)
проводили отжиг в среде инертного газа (аргона либо гелия). Содержание
кислорода в смеси при этом составляло 0.8%. В результате реакции кислорода с
тритием образовалась тритиевая вода в виде пара с удельной активностью,
достигающей величины 30 Бк/л. Нагрев печи производили до температуры 800°С,
выдерживали при этой температуре 8 часов. В итоге измерение количества трития в
отожженном бериллии спектрометрическим методом показало, что тритий не
фиксируется при чувствительности метода до 10-6%. Последующую
переработку вели по примеру 1.

Захоронение отходов, полученных после переработки облученной
бериллиевой пластины первого ряда отражателя реактора СМ, было проведено в
хранилищах низко— и высокоактивных отходов. При этом экономия занимаемого
объема в хранилище высокоактивных отходов по сравнению с захоронением
полномасштабной передней пластины отражателя составляет несколько сот раз,
поскольку захоронению подлежат только осадок металлических радиоактивных
примесей и металлический геттер с аккумулированным тритием.

Таким образом, заявляемый способ переработки облученного
бериллия позволяет снизить количество высокоактивных отходов, что обеспечивает
снижение стоимости и повышение безопасности при последующем хранении.

1.7
влияние отравления бериллия на нейтронно-физические характеристики реактора МИР

По физическим особенностям реактор мир — тепловой
гетерогенный реактор с замедлителем и отражателем из металлического бериллия.
По конструктивным особенностям он является канальным и размещен в бассейне с
водой. Такое конструкторское решение позволило совместить основные преимущества
бассейновых и канальных реакторов.

Реактор мир спроектирован для испытаний опытных твэлов и конструкционных
материалов ядерных установок различного назначения (транспортных,
энергетических), работающих при различных нагрузках в разных средах (газ, вода,
жидкие металлы, органические соединения). Главной особенностью реактора
является наличие в активной зоне 11 петлевых экспериментальных каналов,
подключенных к автономным петлевым установкам с разнородными типами
теплоносителей, для проведения испытаний при различных теплогидравлических
режимах.

В настоящее время на реакторе мир действуют 7 петлевых
установок, каждая из которых подсоединяется к 1 или 2 петлевым каналам, в
которых размещаются экспериментальные устройства с твэлами или макеты ТВС.

Активную зону исследовательского реактора мир,
предназначенного для ресурсных испытаний ТВС и отдельных твэлов реакторов
различного назначения, размещают в бериллиевой кладке. Кладка состоит из
шестигранных блоков, имеющих отверстия вдоль вертикальной оси, в которых
устанавливают рабочие каналы со штатными ТВС и петлевые каналы с
экспериментальными сборками.

В 1991 году из-за необходимости выполнения мероприятий,
связанных с повышением надежности и безопасности реактора в процессе
эксплуатации, была существенно увеличена продолжительность остановки для
планового ремонта. В процессе выхода в критическое состояние с типичной
загрузкой топлива в активной зоне отмечено значительное уменьшение запаса
реактивности. Так, на реакторе мир впервые выявлены эффекты реактивности,
связанные с отравлением бериллия.

Процессы, протекающие в бериллии под воздействием реакторного
излучения, достаточно хорошо изучены. Известны цепочки преобразования ядер и
характерные времена протекания реакций. В частности, известно, что при
взаимодействии бериллия с нейтронами образуются нуклиды Li6 и He3, обладающий достаточно
большими сечениями захвата тепловых нейтронов. однако до последнего времени
практически не исследовали влияния происходящих в бериллии изменений на
реактивность реакторных систем. Отсутствие публикация, по-видимому, объясняется
тем, что влияние на реактивность продуктов отравления бериллия может быть
заметным только при значительном времени его эксплуатации и только в реакторах,
где бериллий используют в качестве замедлителя. однако и в этом случае выявить
такие эффекты трудно. Как правило, такие реакторы являются исследовательскими,
в них применяют режим частичных перегрузок топлива, одновременно выполняют
несколько независимых программ, т.е. состав активной зоны от кампании к
кампании значительно изменяется; за время эксплуатации реактора один и тот же
состав маловероятен. Это не позволяет впрямую сравнивать физические
характеристики активных зон различных кампаний между собой.

Рассмотрим ядерные реакции, которые происходят в бериллии под
действием реакторного излучения. Реакция (n, α), в результате которой в конечном итоге накапливается He3, — пороговая и
начинается при энергии нейтронов выше 0.7 МэВ:

Ве9 + n → He4 + He6.

В результате бета-распада (период полураспада 0.8 с) He6 переходит в Li6. При взаимодействии Li6 с нейтроном происходит
образование трития:

Li6 + n → He4 + H3.

Тритий, являясь бета-излучателем превращается в He3, который, поглощая
нейтроны вновь превращается в тритий:

Hе3 + n → H3 + H1.

В результате проведенных расчетных исследований показано, что
при характерных для реактора МИР режимах работы и значениях плотности потока
нейтронов концентрация ядер Li6 выходит на стационарный уровень через 450 суток
работы реактора на мощности. Ядерная концентрация трития из-за специфики его
накопления не достигает стационарного уровня. В процессе работы реакторы на номинальной
мощности концентрация трития увеличивается, а во время остановок или при работе
реактора на пониженной мощности — уменьшается с превращением трития в He3. Чем больше срок
эксплуатации бериллиевой кладки, и чем продолжительнее остановка, тем выше на
момент ее окончания концентрация He3. После выхода ректора на мощность He3 ведет себя как
поглотитель: при взаимодействии с нейтронами часть его постепенно вновь
превращается в тритий, высвобождая реактивность. Однако концентрация He3 в бериллии от кампании к
кампании монотонно возрастает.     

Расчетный анализ работы реактора мир показал, что за
пятнадцать лет эксплуатации бериллиевой кладки суммарная потеря реактивности
из-за накопления Li6 и HE3 составила 7%, причем большая часть этого значения (приблизительно
65%) приходится на изменение концентрации Li6 в течение первых двух лет
работы реактора. За время длительной остановки в 1991 году, запас реактивности
дополнительно уменьшился на 7%.

Уменьшение реактивности из-за увеличения ядерной концентрации
He3 ограничивает
продолжительность остановки реактора. Проведенные расчеты показали, что
допустимая продолжительность остановки, после которой реактор с максимальной
загрузкой топлива еще может быть выведен на мощность, значительно уменьшается в
зависимости от времени эксплуатации. Так, после пяти лет эксплуатации
бериллиевой кладки допустимая продолжительность остановки составляет 15
месяцев, а после тридцати — всего 1.5 месяцев.

Накопление в процессе эксплуатации реактора в кристаллической
решетки бериллия элементов с большим сечением захвата тепловых нейтронов
значительно изменяет нейтронно-физические характеристики активной зоны.
Сравнение результатов экспериментов, проведенных при одинаковых условиях в
реакторе и на критической сборке его физической модели, показывает, что
вследствие отравления бериллиевой кладки за пятнадцать лет её эксплуатации
суммарная компенсирующая способность органов СУЗ и значения различных эффектов
реактивности уменьшились в 2 раза. Невозмущенная критическая загрузка
(критическая загрузка топлива при извлеченных органах СУЗ) возросла от 6.5 до 9
ТВС.

таким образом, необходим тщательный учет отмеченного явления
при эксплуатации реактора, а также при планировании и проведении на нем
экспериментальных исследований.


2. Расчетная часть

Рисунок 1. Схема накопления изотопов


Для создания модели накопления H3 и других
изотопов в бериллиевом отражателе были построены схема накопления изотопов и
система дифференциальных уравнений.

2.1
Вычисление плотности потока нейтронов

Плотность потока быстрых нейтронов на поверхности активной
зоны для E = 1.5 МэВ и n = 2.5 удовлетворительно определяется
соотношением:

, см-2×с-1.   

где N — мощность активной зоны, Вт;  — сечение выведения быстрых нейтронов в
активной зоне, см-1.

С учетом всего сечение выведения составило величину:

 см-1,

Поток быстрых нейтронов в активной зоне:

 н/см2×с.

Поток быстрых нейтронов в отражателе:

 н/см2×с.

2.2
Система дифференциальных уравнений

По данной схеме была записана система дифференциальных
уравнений:


,

Обозначив , ,  и , ,  получим:

 

необходимо решить эту систему аналитически и представить ответ в
виде:

.


рассмотрим первое уравнение системы  (1). Это однородное дифференциальное уравнение первого порядка,
оно решается методом разделения переменных:

,

Проинтегрируем обе части уравнения:

,

или .

Обозначим  и .

                                      (1.1)

Рассмотрим второе уравнение системы  (2). Это неоднородное дифференциальное уравнение первого порядка.
Решение находится в виде суммы общего и какого-то частного решения этого
уравнения.

Найдем общее решение уравнения, для этого запишем
характеристическое уравнение:

.

Решением уравнения (2) будет сумма общего и частного решения

.


Обозначив  получим

.                           (2.2)

Подставив t=0, найдем :

,

рассмотрим третье уравнение системы

 (3)

Подставив вместо  уравнение 2.2 получим

.

Оно решается также как уравнение (2):

Общее решение

частные решения

,

,

.

,


.

Обозначив  получим

.

Подставив t=0, найдем :

,

.

рассмотрим четвертое

 (4)

и пятое

 (5) уравнения системы.

.

Это система неоднородных дифференциальных уравнений первого
порядка. Для решения данной системы проведем несколько действий:

1.      Продифференцируем уравнение 4 по t

.                           (4.1)

2.     

Подставим в получившееся уравнение вместо , уравнение 5

.          (4.2)

.        Из уравнения 4 выразим  и подставим его в уравнение 4.2

.         (4.3)

. (4.4)

4.      Преобразуем уравнение 4.4 и подставим

,

 (4.5)

5.      Это неоднородное дифференциальное уравнение второго
порядка. Общее решение находиться из характеристического уравнения

,

,

,

,

.


частные решения будем искать в виде

, , , где .

.1      Подставим  в уравнение 4.5 и выразим

,

.

.

Так как начальная концентрация бериллия составляет , то можно сказать, что изменение
концентрации оказалось незначительным.


3. Производственная и экологическая безопасность
при выполнении расчетных исследований на ЭВМ

В современных условиях одним из основных направлений
коренного улучшения всей профилактической работы по снижению производственного
травматизма и профессиональной заболеваемости является повсеместное внедрение
комплексной системы управления охраной труда, путем объединения разрозненных
мероприятий в единую систему целенаправленных действий на всех уровнях и
стадиях производственного процесса.

Охрана труда — это система законодательных,
социально-экономических, организационных, технологических, гигиенических и
лечебно-профилактических мероприятий и средств, обеспечивающих безопасность,
сохранение здоровья и работоспособности человека в процессе труда.

Правила по охране труда и техники безопасности вводятся в целях
предупреждения несчастных случаев, обеспечения безопасных условий труда
работающих и являются обязательными для исполнения рабочими, руководящими,
инженерно-техническими работниками.

опасным производственным фактором называется такой
производственный фактор, воздействие которого в определенных условиях приводят
к травме или другому внезапному, резкому ухудшению здоровья.

Вредным производственным фактором называется такой
производственный фактор, воздействие которого на работающего, в определенных
условиях, приводит к заболеванию или снижению трудоспособности.



3.1
анализ опасных и вредных производственных факторов

Производственные условия на рабочем месте характеризуются
наличием опасных и вредных факторов, которые классифицируются по группам
элементов: физические, химические, биологические, психофизиологические.

Таблица 2 — основные элементы производственного процесса,
формирующие опасные и вредные факторы

Наименование
видов работ и параметров производственного процесса

факторы ГОСТ
12.0.003-74 ССБТ

Нормативные
документы

Вредные

опасные

Работа с ПЭВМ
НИТПУ 10 корпус 317 лаборатория

электрический
ток

ГОСТ
12.1.038-82 ССБТ. Электробезопасность

Работа с ПЭВМ
НИТПУ 10 корпус 317 лаборатория

воздействие
радиации (ВЧ, УВЧ, СВЧ и так далее)

СанПиН
2.2.2/2.4.1340-03 Санитарно-эпидемиологические правила и нормативы.
«Гигиенические требования к ПЭВМ и организация работы»

На инженера, работа которого связана с моделированием на
компьютере, воздействуют следующие факторы:

—       физические: температура и влажность
воздуха; шум; статическое электричество; электромагнитное поле низкой чистоты;
освещённость; наличие излучения;

—       психофизиологические.

Психофизиологические опасные и вредные производственные
факторы, делятся на: физические перегрузки (статические, динамические) и
нервно-психические перегрузки (умственное перенапряжение, монотонность труда,
эмоциональные перегрузки).



3.2
Обоснование и разработка мероприятий по снижению уровней опасного и вредного
воздействия и устранению их влияния на работающих

 

.2.1
Организационные мероприятия

Весь персонал обязан знать и строго соблюдать правила техники
безопасности. Обучение персонала технике безопасности и производственной
санитарии состоит из вводного инструктажа и инструктажа на рабочем месте
ответственным лицом.

Проверка знаний правил техники безопасности проводится
квалификационной комиссией после обучения на рабочем месте. Проверяемому
присваивается соответствующая его знаниям и опыту работы квалификационная
группа по технике безопасности и выдается специальной удостоверение.

лица, обслуживающие электроустановки не должны иметь увечий и
болезней, мешающих производственной работе. Состояние здоровья устанавливается
медицинским освидетельствованием.

3.2.2
Технические мероприятия

Рациональная планировка рабочего места предусматривает четкий
порядок и постоянство размещения предметов, средств труда и документации. То,
что требуется для выполнения работ чаще должно располагаться в зоне легкой
досягаемости рабочего пространства.

Оптимальное размещение предметов труда и документации в зонах
досягаемости рук:

—       дисплей размещается в зоне а (в центре);

—       клавиатура — в зоне г/д;

—       системный блок размещается в зоне б
(слева);

—       принтер находится в зоне а (справа);


рисунок 3. Зоны досягаемости рук в горизонтальной плоскости: а
зона максимальной досягаемости рук; б — зона досягаемости пальцев при
вытянутой руке; в-зона легкой досягаемости ладони; г — оптимальное пространство
для грубой ручной работы; д оптимальное пространство для тонкой ручной
работы

—       документация размещается в зоне легкой
досягаемости ладони — в (слева) — литература и документация, необходимая при
работе; в выдвижных ящиках стола — литература, не используемая постоянно.

При проектировании письменного стола должны быть учтены
следующие требования.

Высота рабочей поверхности стола рекомендуется в пределах от
680 до 800 мм. Высота рабочей поверхности, на которую устанавливается
клавиатура, должна быть 650 мм. Рабочий стол должен быть шириной не менее 700
мм и длиной не менее 1400 мм. Должно иметься пространство для ног высотой не
менее 600 мм, шириной — не менее 500 мм, глубиной на уровне колен — не менее
450 мм и на уровне вытянутых ног — не менее 650 мм.

Рабочее кресло должно быть подъёмно-поворотным и регулируемым
по высоте и углам наклона сиденья и спинки, а так же расстоянию спинки до
переднего края сиденья. Рекомендуется высота сиденья над уровнем пола от 420 до
550 мм. конструкция рабочего кресла должна обеспечивать: ширину и глубину
поверхности сиденья не менее 400 мм; поверхность сиденья с заглублённым
передним краем.

Монитор должен быть расположен на уровне глаз оператора на
расстоянии от 500 до 600 мм. Согласно нормам угол наблюдения в горизонтальной
плоскости должен быть не более 45 D к нормали экрана. лучше если угол обзора
будет составлять 30 D. кроме того должна быть возможность выбирать уровень
контрастности и яркости изображения на экране.

должна предусматриваться возможность регулирования экрана:

—       по высоте +3 см;

—       по наклону от 10 до 20 градусов
относительно вертикали;

—       в левом и правом направлениях.

Клавиатуру следует располагать на поверхности стола на
расстоянии от 100 до 300 мм от края. нормальным положением клавиатуры является
её размещение на уровне локтя оператора с углом наклона к горизонтальной
плоскости 15 D. более удобно работать с клавишами, имеющими вогнутую
поверхность, четырёхугольную форму с закруглёнными углами. Конструкция клавиши
должна обеспечивать оператору ощущение щелчка. Цвет клавиш должен
контрастировать с цветом панели.

При однообразной умственной работе, требующей значительного
нервного напряжения и большого сосредоточения, рекомендуется выбирать неяркие,
малоконтрастные цветочные оттенки, которые не рассеивают внимание (малонасыщенные
оттенки холодного зеленого или голубого цветов). При работе, требующей
интенсивной умственной или физической напряженности, рекомендуются оттенки
тёплых тонов, которые возбуждают активность человека.



3.2.3
Условия безопасной работы

Основные параметры, характеризующие условия труда это
микроклимат, шум, вибрация, электромагнитное поле, излучение, освещённость.

Воздух рабочей зоны (микроклимат) производственных помещений
определяют следующие параметры: температура, относительная влажность, скорость
движения воздуха. оптимальные и допустимые значения характеристик микроклимата
приведены в таблице 3.

Таблица 3 — оптимальные и допустимые параметры микроклимата

Период года

температура, оС

Относительная
влажность, %

Скорость
движения воздуха, м/с

холодный и
переходный

23-25

40-60

0.1

Тёплый

23-25

40

0.1

К мероприятиям по оздоровлению воздушной среды в
производственном помещении относятся: правильная организация вентиляции и
кондиционирования воздуха, отопление помещений. Вентиляция может осуществляться
естественным и механическим путем. В помещение должны подаваться следующие
объёмы наружного воздуха: при объёме помещения до 20 м3 на человека
— не менее 30 м3 в час на человека; при объёме помещения более 40 м3
на человека и отсутствии выделения вредных веществ допускается естественная
вентиляция.

Система отопления должна обеспечивать достаточное, постоянное
и равномерное нагревание воздуха. В помещениях с повышенными требованиями к
чистоте воздуха должно использоваться водяное отопление. параметры микроклимата
в используемой лаборатории регулируются системой центрального отопления, и
имеют следующие значения: влажность — 40%, скорость движения воздуха — 0,1 м/с,
температура летом -20…25°С, зимой — 13…15°С. В лаборатории осуществляется
естественная вентиляция. Воздух поступает и удаляется через щели, окна, двери.
Основной недостаток такой вентиляции в том, что приточный воздух поступает в
помещение без предварительной очистки и нагревания.

Шум и вибрация ухудшают условия труда, оказывают вредное воздействие
на организм человека, а именно, на органы слуха и на весь организм через
центральную нервную систему. В результате этого ослабляется внимание,
ухудшается память, снижается реакция, увеличивается число ошибок при работе.
Шум может создаваться работающим оборудованием, установками кондиционирования
воздуха, осветительными приборами дневного света, а также проникать извне. При
выполнении работы на ПЭВМ уровень шума на рабочем месте не должен превышать 50
дБ.

Экран и системные блоки производят электромагнитное
излучение. Основная его часть происходит от системного блока и видео-кабеля.
Напряженность электромагнитного поля на расстоянии 50 см вокруг экрана по
электрической составляющей должна быть не более:

—       в диапазоне частот 5 Гц-2 кГц — 25 В/м;

—       в диапазоне частот 2 кГц-400 кГц — 2,5
В/м.

Плотность магнитного потока должна быть не более:

—       в диапазоне частот 5 Гц-2 кГц — 250 нТл;

существуют следующие способы защиты от ЭМП:

—       увеличение расстояния от источника (экран
должен находится на расстоянии не менее 50 см от пользователя);

—       применение приэкранных фильтров,
специальных экранов и других средств индивидуальной защиты.

При работе с компьютером источником ионизирующего излучения
является дисплей. Под влиянием ионизирующего излучения в организме может
происходить нарушение нормальной свертываемости крови, увеличение хрупкости
кровеносных сосудов, снижение иммунитета и др. Доза облучения при расстоянии до
дисплея 20 см составляет 50 мкбэр/час. По нормам конструкция ЭВМ должна
обеспечивать мощность экспозиционной дозы рентгеновского излучения в любой
точке на расстоянии 0.05 м от экрана не более 100 мкР/час.

Утомляемость органов зрения может быть связана как с
недостаточной освещенностью, так и с чрезмерной освещенностью, а также с
неправильным направлением света.

3.3
Электробезопасность

В зависимости от условий в помещении опасность поражения
человека электрическим током увеличивается или уменьшается. Не следует работать
с ЭВМ в условиях повышенной влажности (относительная влажность воздуха
длительно превышает 75%), высокой температуры (более 35°С), наличии
токопроводящей пыли, токопроводящих полов и возможности одновременного
прикосновения к имеющим соединение с землёй металлическим элементам и
металлическим корпусом электрооборудования. Оператор ЭВМ работает с
электроприборами: компьютером (дисплей, системный блок и т.д.) и периферийными
устройствами. Существует опасность электропоражения в следующих случаях:

—       при непосредственном прикосновении к
токоведущим частям во время ремонта ЭВМ;

—       при прикосновении к нетоковедущим частям,
оказавшимся под напряжением (в случае нарушения изоляции токоведущих частей
ЭВМ);

—       при прикосновении с полом, стенами,
оказавшимися под напряжением;

—       при коротком замыкании в высоковольтных
блоках: блоке питания и блоке дисплейной развёртки.

Мероприятия по обеспечению электробезопасности
электроустановок:

—       отключение напряжения с токоведущих
частей, на которых или вблизи которых будет проводиться работа, и принятие мер
по обеспечению невозможности подачи напряжения к месту работы;

—       вывешивание плакатов, указывающих место
работы;

—       заземление корпусов всех установок через
нулевой провод;

—       покрытие металлических поверхностей
инструментов надежной изоляцией;

—       недоступность токоведущих частей
аппаратуры (заключение в корпуса электропоражающих элементов, заключение в
корпус токоведущих частей).

3.4
Пожарная и взрывная безопасность

В зависимости от характеристики используемых в производстве
веществ и их количества, по пожарной и взрывной опасности помещения
подразделяются на категории А, Б, В, Г, Д. Так как помещение по степени
пожаровзрывоопасности относится к категории В, т.е. к помещениям с твердыми
сгорающими веществами, необходимо предусмотреть ряд профилактических
мероприятий.

Возможные причины загорания:

—       неисправность токоведущих частей
установок;

—       работа с открытой электроаппаратурой;

—       короткие замыкания в блоке питания;

—       несоблюдение правил пожарной безопасности;

—       наличие горючих компонентов: документы,
двери, столы, изоляция кабелей и т.п.

Мероприятия по пожарной профилактике подразделяются на:
организационные, технические, эксплуатационные и режимные.

Организационные мероприятия предусматривают правильную
эксплуатацию оборудования, правильное содержание зданий и территорий,
противопожарный инструктаж рабочих и служащих, обучение производственного
персонала правилам противопожарной безопасности, издание инструкций, плакатов,
наличие плана эвакуации.

К техническим мероприятиям относятся: соблюдение
противопожарных правил, норм при проектировании зданий, при устройстве
электропроводов и оборудования, отопления, вентиляции, освещения, правильное
размещение оборудования.

К режимным мероприятиям относятся, установление правил
организации работ, и соблюдение противопожарных мер. Для предупреждения
возникновения пожара от коротких замыканий, перегрузок и т.д. необходимо
соблюдение следующих правил пожарной безопасности:

—       исключение образования горючей среды
(герметизация оборудования, контроль воздушной среды, рабочая и аварийная
вентиляция);

—       применение при строительстве и отделке
зданий несгораемых или трудно сгораемых материалов;

—       правильная эксплуатация оборудования
(правильное включение оборудования в сеть электрического питания, контроль
нагрева оборудования);

—       правильное содержание зданий и территорий
(исключение образования источника воспламенения — предупреждение самовозгорания
веществ, ограничение огневых работ);

—       обучение производственного персонала
правилам противопожарной безопасности;

—       издание инструкций, плакатов, наличие
плана эвакуации;

—       соблюдение противопожарных правил, норм
при проектировании зданий, при устройстве электропроводов и оборудования,
отопления, вентиляции, освещения;

—       правильное размещение оборудования;

—       своевременный профилактический осмотр,
ремонт и испытание оборудования.

При возникновении аварийной ситуации необходимо:

—       Сообщить руководителю;

—       Позвонить в аварийную службу;

—       Принять меры в соответствии с инструкцией.



Заключение

Расход бериллия и накопление H3 происходит в зависимости
от режима работы реактора. Расчетным путем было установлено, что наибольшие
потери бериллия происходят при остановке реактора, из-за накопления He3. При работе реактора на
мощности расход бериллия уменьшается.

При работе в течение 3000 часов в году расход бериллия составил .


список источников

1.     Бать
Г.А., Коченов А.С., Кабанов Л.П. Исследовательские ядерные реакторы — М.:
Атомиздат, 1972. — 272 с.

2.      Николин
О.А. Тритий в водных системах уральского региона: автореф. дис…. канд.
биологических наук. // Экология [Электронный ресурс]. — 2008. — Режим доступа: HTTP://www.dissercat.com/content/tritii-v-vodnykh-ekosistemakh-uralskogo-regiona. — Загл. с экрана.

.        российское
атомное сообщество. [Электронный ресурс]. — Режим доступа: HTTP://www.atomic-energy.ru/node/1779. — Загл. с экрана.

.        Тритий.
химические и физический свойства. [Электронный ресурс]. — Режим доступа: HTTP://www.chemport.ru/chemical_substance_415.html. — Загл. с экрана.

.        Круглов
А.К., Рудик А.П. Реакторное Производство радиоактивных нуклидов — М.:
Энергоатомиздат, 1985. — 256 с.

.        Андреев
О.В. Активационная радиометрия нейтронных полей. Учебное пособие — Томск:
издательство ТПИ им. С.М. Кирова, 1991. — 56 с.

.        способ
переработки облученного бериллия. [Электронный ресурс]. — 2007. — Режим доступа
HTTP://www.findpatent.ru/patent/236/2363060.html. — Загл. с экрана.

.        применения
бериллия. [Электронный ресурс]. — Режим доступа:
HTTP://protown.ru/information/hide/5549.html. Загл. с экрана

.        Егоров
Ю.А. Тритий в природно-техногенной среде. журнал «Региональная экология»
N1-2,2002, с 13.

.        Егоров
Ю.А. Оценка радиационной опасности трития, нарабатываемого на АЭС — М.:Экология
пром. произв-ва. — 2008. — N2. — с 27.

.        Фомин
Г.В. Оценка радиационной опасности трития. [Электронный ресурс]. — 2008. —
Режим доступа: HTTP://ecoportal.su/view_public.php? id=2335. Загл. с экрана.

.        Баталин
Ю., Кречетова А. Модель переноса трития в окружающую среду персоналом ядерных
объектов. журнал «Journal of environmental engineering and landscape
management» N7, 2004, с 25-30.

13.    Владимиров
В.И. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов — М.:
Энергоатомиздат, 1986. — 304 с.

.        свойства
бериллия. [Электронный ресурс]. — Режим доступа: HTTP://chem100.ru/elem.php?
n=4. — Загл. с экрана.

.        Бойко
В.И., Кошелев Ф.П., Шаманин И.В., Колпаков Г.Н. Нейтронно-физический и
теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах. Учебное пособие. —
Томск: ТГУ, 2002. — 192 с.

тритий реактор радиационный бериллий

Учебная работа. Исследование накопления трития в реакторе