МОСКОВСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ
им. Н.Э. БАУМАНА
В.В. Перевезенцев
ПРОЦЕССЫ ПЕРЕНОСА
И НАКОПЛЕНИЕ АКТИВНОСТИ
В ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМ
КОНТУРЕ ЯДЕРНОЙ
ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ
Под редакцией Л.Л. Калишевского
Рекомендовано редсоветом МГТУ им. Н.Э. Баумана
в качестве учебного пособия
Москва
Издательство МГТУ им. Н.Э. Баумана
2004
УДК 539.1(075.8)
ББК 31.46
П27
Рецензенты: В,С. Окунев, Г.А. Хачересов
Перевезенцев В.В.
П27 Процессы переноса и накопление активности в технологическом
контуре ядерной энергетической установки: Учебное пособие / Под ред.
Л.Л. Калишевского. - М.: Изд-во МГТУ им. Н.Э. Баумана, 2004. - 36 с.: ил.
ISBN 5-7038-2574-1
Рассмотрены процессы формирования источников ионизирующих из-
лучений в технологическом контуре ядерной энергетической установки, свя-
занные с поступлением продуктов деления из негерметичных твэлов, актива-
цией входящих в состав теплоносителя элементов и примесей в нем, а также
продуктов коррозии конструкционных материалов. Приведены модели рас-
чета активности радионуклидов в теплоносителе и на внутренних поверхно-
стях технологического контура. Описаны методы снижения накопления ак-
тивности в технологическом контуре.
Для студентов 5-го курса, обучающихся по специальности «Ядерные
реакторы и энергетические установки».
Ил. 8. Табл. 3. Библиогр. 5 назв.
УДК 539.1(075.8)
ББК 31.46
Владимир Васильевич Перевезенцев
ПРОЦЕССЫ ПЕРЕНОСА И НАКОПЛЕНИЕ АКТИВНОСТИ
В ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМ КОНТУРЕ
ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ
Учебное пособие
Редактор Е.К. Кошелева
Корректор Л.И. Малютина
Компьютерная верстка В.И. Товстоног
Подписано в печать 06.09.2004. Формат 60x84/16 Бумага офсетная.
Печ. л. 2,25. Усл. печ. л. 2,09, Уч.-изд. л. 1,82.
Тираж 100 экз. Изд. № 94. Заказ
Издательство МГТУ им. Н.Э. Баумана.
105005, Москва, 2-я Бауманская, 5.
ISBN 5-7038-2574-1	© МГТУ им. Н.Э. Баумана, 2004
ВВЕДЕНИЕ
Ядерная энергетическая установка (ЯЭУ) является мощным ис-
точником ионизирующих излучений и прежде всего — нейтронов
и гамма-квантов. При разработке проекта ЯЭУ любого назначения
важное внимание уделяется вопросам расчета и проектирования за-
щиты персонала от воздействия ионизирующих излучений, а также
техническим средствам, позволяющим ограничить поступление ра-
дионуклидов в окружающую среду. Основным источником ионизи-
рующих излучений является активная зона ядерного реактора.
Ее многослойная, выполненная из различных материалов за-
щита, как правило, и определяет массогабаритные характеристики
ЯЭУ в целом. Инженерные методы расчета защиты от ионизи-
рующих излучений активной зоны ядерного реактора достаточно
подробно изложены в научной и учебной литературе.
Однако в ЯЭУ источники ионизирующих излучений сосредото-
чены не только в активной зоне ядерного реактора. Вследствие по-
ступления в теплоноситель продуктов деления (ПД) через дефекты
оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов), активации входя-
щих в состав теплоносителя элементов и примесей в нем, продуктов
коррозии конструкционных материалов все трубопроводы и обору-
дование технологического контура также становятся источниками
ионизирующих излучений.
Для расчетного обоснования и выбора конструктивных реше-
ний защиты технологического контура необходимы данные о содер-
жании важнейших радионуклидов в теплоносителе и на внутрен-
них поверхностях циркуляционного контура. Для получения этих
3
и ™ГРаб0ТаНЫ математичес™ «дели процессов переноса
ZT РМ"ОНуК"”д™ в	вошуре, с помо-
ЩЬЮ которых МОЖНО получить КОЛИЧестп^кгтт
у ь количественные оценки активности,
еделение по КОНТУРУ и изменение во времени. Анализ ме-
ханизмов формирования активности в технологическом контуре по-
зволяет на научной основе сформулировать осптшт™
yivxjjiMpvbdib основные методы огра-
ничения поступления и накопления радионуклидов.
1. РАДИОАКТИВНЫЕ ПРОДУКТЫ ДЕЛЕНИЯ
В ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМ КОНТУРЕ ЯДЕРНОЙ
ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ
Предполагается, что радионуклиды, входящие в состав продук-
тов деления (ПД), поступают в теплоноситель только из твэлов с
дефектными оболочками. Вклад ПД в активность теплоносителя,
связанный с технологическим загрязнением внешней поверхности
оболочки при производстве твэлов, считается незначительным.
1.1. Накопление продуктов деления в контуре
без фазовых превращений теплоносителя
Для описания процесса переноса и накопления ПД в контуре
без фазовых превращений теплоносителя (в первом контуре ЯЭУ
с реакторами ВВЭР, БН, газоохлаждаемыми реакторами и реакто-
рами с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем) необходи-
мо составить уравнения баланса активности для любого i-го ра-
дионуклида, образующегося при делении топливных ядер. Выйдя
в теплоноситель, ПД переносятся по контуру, испытывая различ-
ные физико-химические превращения, в частности, сорбируются
на взвешенных твердых частицах, которые осаждаются на внутрен-
ней поверхности трубопроводов контура или наоборот, смываются
с нее и вновь поступают в теплоноситель. Как правило, в контуре
имеется фильтр очистки теплоносителя от радионуклидов, который
обеспечивает снижение его активности.
Изменение содержания г-го радионуклида в теплоносителе свя-
зано не только с его поступлением из дефектного твэла, но и с обра-
5
зованием в результате радиоактивного распада из (г - 1)-го радиону-
клида. Рассматриваемый процесс можно описать системой диффе-
ренциальных уравнений, отражающих баланс удельной объемной
активности ПД в теплоносителе:
dai
dr
da2
dr
A171Q1
A272Q2
— r)iai	~ Aiai;
— 772^2 ~ ^o2^2 — Aiai + A2CI2;
(1.1)
dai
dr
V
Tjitti koiai X^ai 4 A$_1)
где ai — удельная объемная активность г-го ПД в теплоносителе;
Xi — постоянная радиоактивного распада; 7$ — вероятность выхо-
да г-го ПД из дефектного твэла в теплоноситель; тц — коэффициент,
характеризующий процесс осаждения — смытия г-го ПД; ко . — ко-
эффициент очистки внутриконтурным фильтром; Qi — количество
г-го ПД в топливе дефектных твэлов; V — объем теплоносителя в
контуре.
В дополнение к системе (1.1) следует записать балансовые урав-
нения содержания г-го ПД в дефектных твэлах:
dQi
dr
dQ2
dr
dQi
dr
= 3,1 • 1013^a?/i — 71Q1 — A1Q1;
= 3,1 • 1013TVtm/2 ~ 72Q2 ~ A2Q2 + A1Q1;
(1.2)
= 3,1- 10137Vttn/i - ^iQi - XiQi -I- AiQi-i,
где a — доля дефектных твэлов в активной зоне; yi — абсолютный
выход г-го ПД на одно деление; Nt — тепловая мощность реактора.
Коэффициент 3,1 • 1013 соответствует количеству делений, не-
обходимых для выработки энергии 1 кДж, при этом тепловая мощ-
ность активной зоны Nt должна измеряться в киловаттах. Коэффи-
циент rji определяет итоговый результат одновременного действия
6
двух разнонаправленных потоков ПД: вследствие осаждения на
стенку трубопровода взвешенных в теплоносителе частиц с сор-
бированными на них радионуклидами активность теплоносителя
уменьшается, при смытии их со стенки — увеличивается (рис. 1.1).
Т еплоноситель

П СМ/
Стенка контура
777777777777777
Рис. 1.1. Схема определения коэффициента rji
Из-за осаждения взвешенных в теплоносителе частиц с сорби-
рованными на них ПД активность теплоносителя в единицу вре-
мени уменьшается на величину а в результате их смытия
с внутренней поверхности трубопроводов активность теплоноси-
теля повышается на т/смг^отлг ( где аОТЛг — удельная объемная
активность ПД в отложениях на стенке). Таким образом, разность
^смг^отаг — % iai = отражает снижение активности тепло-
носителя в единицу времени в результате процесса осаждения —
смытия.
Снижение активности теплоносителя на фильтрах внутрикон-
турной очистки, учитываемое в системе уравнений (1.1) членом
koiai, можно описать следующим образом (рис. 1.2). На напорной
стороне главного циркуляционного насоса с объемным расходом те-
плоносителя QBK0 в единицу времени из контура отбирается QBKo^i
активности ПД, которая поступает на фильтры внутриконтурной
очистки. Пройдя фильтры внутриконтурной очистки, удельная ак-
тивность теплоносителя снижается, и в контур из байпасной линии
в единицу времени поступает активность QBKOa<. Таким образом,
при объемном расходе теплоносителя QBK0, направляемого по бай-
пасной линии на фильтры внутриконтурной очистки, удельная объ-
емная активность теплоносителя снижается в единицу времени на
о
(1-3)
7
Q BKOj
Рис. 1.2. Определение вклада фильтров
внутриконтурной очистки (ВКО) в умень-
шение активности теплоносителя (ГЦН —
главный циркуляционный насос)
где k0i =	—-----1----коэффициент очистки фильтра; е =
V Qi
(Ц —
~	_—1 — безразмерная величина, которая характеризует эффек-
тивность фильтра по отношению к г-му ПД.
При фиксированных размерах дефектов в оболочках твэлов
удельная активность теплоносителя по каждому ПД изменяется
(рис. 1.3). С течением времени радионуклиды накапливаются в
Рис. 1.3. Характер изменения удельной активно-
сти радионуклидов ПД в теплоносителе
8
контуре, но из-за радаоактивного распада, осаждения на внутрен-
них поверхностях трубопроводов контура и удаления на фильтрах
внутриконтурной очистки не происходит бесконечного увеличения
активности теплоносителя, и спустя определенное время достига-
ется так называемое установившееся значение удельной активно-
сти а$оо. Это значение можно оценить непосредственно из системы
уравнений (1.1) с учетом (1.2) при условии dai/dr ~ 0; dQt/dr = 0.
Сначала из (1.2) получим выражение для установившегося ко-
личества радионуклидов в дефектных твэлах:

3,1  1013  Ц  а Л Ут Хк
л* + Т» ^Уг	+7fc’
(1-4)
Так, для первого (материнского) радионуклида в цепочке распа-
дов ПД
3,1 • 1013 -Nt-а
----;—;-------2/1 >
а для второго дочернего с учетом его «подпитки» за счет распада
первого дочернего радионуклида
Затем выражение (1.4) подставим в систему алгебраических
уравнений, полученную из (1.1) при условии dai/dr = 0, и опре-
делим соотношение для оценки удельной объемной активности
теплоносителя по ПД, поступивших через дефектные оболочки
твэлов:
3,1-1013-М-а^
i —	ir	7
71=1
9
(1-7)
Например, для первого (материнского) радионуклида удельную
объемную активность теплоносителя можно оценить из соотноше-
ния
= 3,1 • 1013 • ТУ* • а 71 А1
1	V Al + 71 А1 + /я + к01 ’
(1-8)
Для второго дочернего радионуклида с учетом его накопления
вследствие радиоактивного распада предшествующего ему в линей-
ной цепочке первого дочернего радионуклида получим следующее
выражение для удельной объемной активности теплоносителя:
3,1 • 1013 -Nt-а
Интенсивность выхода ПД в теплоноситель зависит от сте-
пени повреждения оболочки твэлов. Образование и развитие де-
фектов оболочек твэлов обусловлены прежде всего коррозионно-
усталостными процессами. В процессе эксплуатации ЯЭУ наблю-
дается развитие во времени нарушений целостности оболочек:
разгерметизация начинается с появления микротрещин, которые
постепенно превращаются в более крупные повреждения.
10
Обычно дефекты оболочек твэлов принято классифицировать
по четырем группам:
—	газовая неплотность (микротрещины);
—	нераскрытые макротрещины;
—	раскрытые макротрещины;
—	катастрофическое разрушение оболочки (например, отрыв
заглушки).
При повреждениях первых двух типов непосредственный кон-
такт теплоносителя с топливной композицией отсутствует и для вы-
хода ПД в теплоноситель требуется определенное время, посколь-
ку процесс выхода носит диффузионный характер. Следовательно,
при наличии дефектов первых двух типов теплоноситель будет обо-
гащен преимущественно ПД с достаточно большими периодами по-
лураспада.
В дефектах двух других типов теплоноситель взаимодействует
с топливной композицией, частично вымывая ее вместе с содержа-
щимися в ней ПД. В этом случае состав теплоносителя по ПД каче-
ственно соответствует их содержанию в топливе на данный момент
работы реактора.
Скорости выхода 7$ элементов ПД из диоксидного топлива в те-
плоноситель через дефекты типа газовой неплотности в оболочках
из циркониевых сплавов представлены в табл. 1.1. Данные показы-
вают, что наибольшей миграционной способностью обладают газо-
образные и летучие ПД. Интенсивность выхода газообразных ПД
на четыре порядка выше скорости миграции нелетучих ПД.
Очевидно, что если г-й радионуклид из состава ПД или радио-
нуклид, образовавшийся в цепочке радиоактивного распада, явля-
ется газообразным элементом, то в исходной системе дифференци-
альных уравнений (1.1) значения гц и ко i равны нулю. В то же время
в замкнутом первом контуре ЯЭУ с водо-водяным реактором газо-
образные элементы накапливаются в объеме компенсатора давле-
ния. В связи с этим сумма (А$ + щ + ко $) должна быть заменена
на (Ai + kKOi), где k^i — интенсивность выхода газообразных ра-
дионуклидов в газовый объем компенсатора давления. При полном
11
Таблица 1.1
Скорости выхода 7* ПД в теплоноситель через
дефекты типа газовой неплотности
Химические элементы (ПД)	7»>с-1
Криптон, ксенон	6,5 IO"8
Йод, бром, рубидий, цезий	1,3-10-8
Молибден	2,010-9
Теллур	1,0-10-9
Стронций, барий	1,0- ю-11
Другие элементы	1,6- ю-12
выходе (&ко i = 1) вся активность по г-му радионуклиду поступа-
ет в газовый объем компенсатора давления и удаляется за пределы
контура в сдувках с него.
1.2. Активность продуктов деления при фазовых
превращениях теплоносителя
Активность теплоносителя по любому радионуклиду претерпе-
вает резкие изменения на тех участках контура, где происходят фа-
зовые превращения теплоносителя. При этом может существенно
изменяться и нуклидный состав различных фаз. На рис. 1.4 предста-
влена схема ЯЭУ с реактором РБМК. Содержащая ПД пароводяная
смесь из реактора поступает в барабан-сепаратор, где происходит
ее разделение на пар и воду. При этом содержание каждого ПД в
паровой фазе и воде становится различным.
Коэффициент распределения кр — ап/аъ «пар — вода» опреде-
ляет переход радионуклидов из воды в пар при расслоении паро-
водяной смеси на паровую и жидкую фазы в барабане-сепараторе.
Значения кр зависят от многих факторов, главными из которых
являются истинная растворимость элементов в паре и воде, капель-
ный механический унос радионуклидов влажным паром, значение
pH теплоносителя. При конденсации сработанного в турбине пара
в конденсаторе 5 происходит перераспределение радионуклидов
12
7
Рис. 1.4. Схема одноконтурной ЯЭУ с реактором РБМК:
1 — активная зона; 2 — технологические каналы; 3 — барабан-сепаратор; 4 —
турбогенератор; 5—конденсатор; 6—фильтр очистки конденсата; 7—деаэратор;
8 — фильтр внутриконтурной очистки
между газовой фазой (пэж) и конденсатом (ак). Количественной
характеристикой такого перераспределения является коэффици-
ент эжекции кэк = —. Перешедшая в газовую фазу часть ради-
пк
онуклидов отсасывается из конденсатора эжекторными насосами.
Аналогичные процессы происходят и в деаэраторе, где вместе с
деаэрируемыми газами (адэ) за пределы конденсатно-питательного
тракта удаляются и радионуклиды. Распределение радионуклидов
между газовой и жидкой фазами в деаэраторе характеризуется ко-
эффициентом деаэрации /сДэ =
Очевидно, что для различных групп радионуклидов коэффици-
енты А;р, кэж и /сдэ имеют различные значения. В табл. 1.2 приве-
дены характерные значения коэффициентов распределения «пар —
Д.	‘Л''И»'.> I	 и WW Д и ИИ  Mia иа'^.и'у wiira i  hi i—n m     i — m,  — i       hi. • —  n .
ясно, что для газообразных ПД значения кр существенно больше
единицы, а нелетучие ПД обладают низкой способностью перехода
I
в паровую фазу. Для одних и тех же радионуклидов значения ко-
эффициента кр могут существенно различаться в зависимости от
условий. Это объясняется тем, что экспериментально полученные
значения коэффициента кр отражают не только истинную раствори-
мость радионуклидов или содержащих их химических соединений
в воде, но и их микрокапельный унос с влаясным паром. Общую
удельную объемную активность пароводяной смеси можно пред-
ставить в виде суммы активностей: а0 = ав -Ь ап- Следовательно,
для радионуклидов с большими значениями кр (в частности, газо-
образных ПД) — = ——;-------> 1, что означает их преимуществен-
а° 1 + —
кр
ный перенос с паровой фазой. Так, для изотопов криптона более
90 % активности находится в паровой фазе. Радионуклиды с малы-
ми значениями кр в основном переносятся жидкой фазой (водой).
Из барабана-сепаратора с паром транспортируется менее 0,05 % ра-
дионуклида 99Мо, т. е. практически вся активность радионуклидов
с низкими коэффициентами кр остается в контуре многократной
принудительной циркуляции (КМПЦ).
Таблица 1.2
Экспериментальные значения коэффициента кр
Радионуклид	fcp	
	Реактор РБМК-1 000	Реактор ВК-50
Изотопы криптона Кг	6,0±1,0	—
Изотопы ксенона Хе	3,5±0,5	
131J	2,0 • 10-4	2,0-10~2
137Cs	5,3 •10~3	2,0-10-2
140Ва	5,0-10-3	3,0 -10~2
"Мо	5,0•10~4	3,0 • 10~3
Одним из эффективных методов анализа процессов переноса и
накопления радиоактивных ПД в технологическом контуре с фазо-
выми превращениями является структурное моделирование. Тогда
14
каждый из элементов контура рассматривается как «черный ящик»,
потоки активности радионуклидов из которого определяются при-
сущими ему передаточными функциями.
В соответствии с принципиальной схемой одноконтурной ЯЭУ
с реактором РБМК ( см. рис. 1.4) можно построить ее структурную
модель, набранную из отдельных элементов — «черных ящиков»
(рис. 1.5). Эти элементы связаны между собой потоками активно-
сти по каждому из рассматриваемых радионуклидов. Передаточ-
ная функция Fi любого элемента модели определяется как отноше-
ние удельных объемных активностей на выходе и входе в элемент:
Fi = При этом передаточные функции для различных радио-
аг
нуклидов будут иметь разные значения. Тогда для представленной
на рис. 1.5 структурной модели можно записать следующую систе-
му соотношений:
ai = Finn,
^2^1,
^3^1,
^«З,
0-5 — ^5&4,
^6 — ^6^4 >
08 — ^807,
09 = Fgdy,
aio = ^10 (a2 + «8 + «12) >
Oil = J11O10,
ai2 = Fi2an-
(1-Ю)
а>2 ~
а3 =
а4 —“
Несмотря на простоту рассматриваемой модели, система (1.10)
позволяет получить ряд важных, имеющих практическое значение
результатов. Так, удельная объемная активность пароводяной смеси
на выходе из активной зоны распределяется в барабане-сепараторе
между паром и водой, т. е. ai = 02 + 03. Активность поступающего
ai	аз
в турбину пара будет равна аз = -----s- (где кр ------коэффи-
1 4- —-	02
fcp
циент распределения «пар — вода»). В турбине нет фазовых пре-
вращений, и поэтому аз — сц. Это равенство позволяет получить
выражение для активности эжекторных газов, удаляемых эжектор-
ными насосами из конденсатора:
где кэж —----коэффициент эжекции.
а6
15
Рис. 1.5. Структурная модель одноконтурной АЭС с реактором РБМК:
1 — реактор; 2 — барабан-сепаратор; 3 — турбина; 4 — конденсатор; 5 — полнопоточный
фильтр очистки конденсата; б — деаэратор; 7 — опускной трубопровод; 8 — оборудование
КМПЦ; 9 — фильтр внутриконтурной очистки
Из этого выражения видно, что радионуклиды с большими зна-
чениями кр и кэж практически полностью переходят в паровую фа-
зу в барабане-сепараторе и удаляются из конденсатно-питательного
тракта с эжекторными газами в конденсаторе (0,5 tv ay). Эффек-
тивность полнопоточного фильтра очистки конденсата определяет-
ся выражением е = ——откуда следует ау — ао(1 — е). Тогда
для активности деаэрируемых газов с учетом очевидного соотно-
шения а? —	+ ад можно получить соотношение
07	а6(1 - е)
&эж(1 Т .
16
Л
Для газообразных радионуклидов » 1, кэж » 1, А?дэ » 1, и
в этом случае активность, удаляемая из конденсатно-питательного
тракта вместе с деаэрируемыми газами, может быть оценена по со-
1 — £
отношению ад = ai~----.
&эж
Для водоохлаждаемых реакторов удельная объемная актив-
ность теплоносителя по ПД в контуре без фазовых переходов (ре-
актор типа ВВЭР или PWR) составляет примерно 108Бк/кг, а в
контуре одноконтурной ЯЭУ (реактор типа РБМК или BWR) —
около 105 Бк/кг. С точки зрения пределов безопасной эксплуатации
ЯЭУ в реакторах типа ВВЭР доля твэлов с газовой неплотностью
не должна превышать 1 %, а с более крупными дефектами — 0,1 %.
2.	СОБСТВЕННАЯ АКТИВНОСТЬ
ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ
В активной зоне ядерного реактора происходит активация ядер,
входящих в состав теплоносителя, обусловленная реакциями погло-
щения нейтронов (п, 7), (п, а), (п, р). В результате таких реакций
из стабильных элементов образуются радионуклиды, излучение ко-
торых необходимо учитывать при проектировании защиты техноло-
гического контура ЯЭУ. С точки зрения обеспечения защиты персо-
нала от излучений технологического контура, как правило, следует
рассматривать только 7-излучение активированных ядер теплоно-
сителя.
2.1.	Собственная активность однофазного
теплоносителя в замкнутом циркуляционном
контуре
В водном и газовом теплоносителях, содержащих изотоп кисло-
рода 17О, в результате реакции 17O(n, p)17N образуется изотоп азо-
та 17N, являющийся источником нейтронного излучения. Однако
энергия этих нейтронов мала (около 1 МэВ) и специальной защи-
ты не требуется. В воде всегда присутствует примесь натрия, ядра
которого активируются по реакции 23Na(n, 7)24Na. В газовых те-
плоносителях, в состав которых входит кислород, основной вклад
в мощность дозы вносит 7-излучение, возникающее вследствие ак-
тивации кислорода.
При использовании углекислого газа кроме активации кислоро-
да при больших мощностях реактора следует учитывать образова-
ние радиоактивного изотопа углерода 14С по реакции 13С(п, 7)14С.
Однако при распаде 14С 7-кванты не образуются (распад сопро-
вождается испусканием /3-частиц). В гелиевом теплоносителе в
результате реакции 3Не(п, р)3Н образуется зритий 3Н, испуска-
ющий только /3-частицы. Как правило, в газовых теплоносителях
присутствует примесь аргона, ядра которого активируются по ре-
акции 40Аг(п, 7)41Аг. Натриевый теплоноситель характеризуется
достаточно высоким значением сечения активации сгп?7 в результа-
те радиационного захвата нейтрона 23Na(n, 7)24Na, что приводит
к высокой удельной активности натрия в первом контуре.
В табл. 2.1 приведены основные теплоносители и реакции ак-
тивации входящих в них элементов, определяющие собственную
активность теплоносителей ЯЭУ. Для водного теплоносителя реак-
ция 16O(n, p)16N характеризуется наибольшим сечением активации
по сравнению с другими реакциями взаимодействия нейтронов с
изотопами кислорода. В результате этой реакции образуется ради-
онуклид 16N, распад которого сопровождается излучением высоко-
энергетических 7-квантов = 6,13 МэВ). Именно этот радиону-
клид в значительной степени определяет радиационную обстановку
в районе размещения трубопроводов и оборудования технологиче-
ского контура при работе реактора. Поскольку период полураспа-
да радионуклида 16N составляет несколько секунд, через несколько
минут после останова реактора собственная активность водного те-
плоносителя практически исчезает. Радионуклиды 13N и 18F вли-
яют на радиационную обстановку в течение нескольких десятков
минут после останова реактора.
Для простейшей схемы циркуляция теплоносителя происхо-
дит по замкнутому контуру, состоящему из двух частей, в первой
18
Таблица 2.1
Основные реакции активации ядер элементов, входящих в состав
наиболее распространенных теплоносителей
Тепло- носитель	Реакция активации	Микро- скопичес- кое сечение активации* оa  Ю24, CM2	Период полурас- пада образо- вавшего- ся радиону- клида, ^1/2	Энергия излучения, МэВ
Легкая вода,	16O(n, p)16N	1,9- IO-5	7,38 с	6,13 (7)
Н2О	17O(n, p)17N	5,3 • 10~6	4,17 с	1,00 (п)
Тяжелая вода	18О(п, p)18F	8,0 • 1(Г6	111 мин	0,511 (7)
d2o	2Н(п, 7)3Н	5,19 •10~4	12,3 г.	0,019 (/Г)
Жидкометал-	23Na(n, 7)24Na	0,53	14,9 ч	1,37; 2,75 (7)
лические	41K(n, 7)42К	1,3	12,36 ч	1,52(7)
теплоносите-	6Li(n, 7)3Н	940	12,3 г.	0,019(0")
ли (Na, К, Li,	7Li(n, n', a)3H	0,02	12,3 г.	0,019(0”)
РЪ, Bi и их	206Pb(n, 7)207mPb	0,03	0,799 с	0,569; 1,063(7)
эвтектики)	208Pb(n, 7)209Pb	0,49	3,25 ч	0,2(0")
	209Bi(n, 7)210Bi	0,01	5,01с	0,39(0")
Газообразные	3He(n, p)3H	0,31-10~4	12,3г.	0,019(0")
теплоносите-	13C(n,7)14C	1,37-10“3	5730 лет	0,157(0")
ли (Не, СО2)				
* В реакциях радиационного захвата (п, 7) значения микроскопических
сечений приведены для тепловых нейтронов, в других реакциях сечения
усреднены по спектру нейтронов деления.
из которых элемент теплоносителя активируются (активная зона),
а во второй образовавшиеся радионуклиды только распадаются
19
(рис. 2.1). В рассматриваемой схеме отсутствуют разветвления кон-
тура и не учитывается уменьшение концентрации радионуклидов
в теплоносителе вследствие работы фильтров внутриконтурной
очистки.
Рис. 2.1. Простейшая схема цир-
куляции однофазного теплоноси-
теля в технологическом контуре
ЯЭУ:
1 — активная зона; 2 — внешняя часть
контура
При движении теплоносителя через активную зону образуются
радиоактивные ядра. Скорость образования ядер г-го радионуклида
в единице объема определяется интегралом активации
п
(2-1)
где ФП(ЕП) — плотность потока нейтронов с энергией Еп\
Т^а{Еп} — макроскопическое сечение образования ядер г-го ра-
дионуклида для энергии нейтронов Еп.
В соответствии с законом радиоактивного распада происходит
непрерывный процесс уменьшения концентраци радионуклидов.
Поскольку скорость уменьшения концентрации радиоактивных
ядер г-го сорта определяется произведением Х^щ (пг — концен-
трация ядер г-го сорта), можно записать уравнение баланса радио-
активных ядер в единице объема теплоносителя:
= 1га - л№.	(2.2)
ат
Решение уравнения (2.2) с учетом начального условия гц(т = 0) =
= 0 имеет вид
20
На выходе из активной зоны при т — та (та — время движения
теплоносителя через активную зону) концентрацию радиоактивных
ядер определяют по формуле
(2-4)
При объемном расходе Q теплоносителя через реактор скорость
поступления в технологический контур радиоактивных ядер г-го
радионуклида равна произведению В то же время скорость
уменьшения их концентрации, связанная с радиоактивным распа-
дом, определяется произведением XiNi (Ni — общее количество ра-
диоактивных ядер г-го радионуклида в технологическом контуре).
Можно записать балансовое уравнение изменения общего количе-
ства ядер г-го радионуклида в технологическом контуре:
dNiH П ч.дг.
ат
(2-5)
При начальном условии 7Vj(r = 0) = 0 решение уравнения (2.5)
имеет вид
jVi(r) = 1^(1 - e~XiT).	(2.6)
Xi
Следует отметить., что нулевые начальные условия для уравне-
ния (2.5) непосредственно вытекают из начальных условий пДт =
= 0) = 0 для уравнения (2.2). Из соотношения (2.6) получается вы-
ражение для средней по всему объему теплоносителя концентра-
ции радионуклидов, образовавшихся в результате активации ядер
элементов теплоносителя:
(2-7)
где V — объем теплоносителя в технологическом контуре.
При многократном прохождении теплоносителя через актив-
ную зону реактора максимальная концентрация радиоактивных
ядер на выходе из нее nimax не совпадает со значением концентра-
ции п$о при первом цикле циркуляции. В связи с этим для любой
21
точки контура за пределами активной зоны, в которую теплоноси-
тель приходит спустя время после выхода из нее, можно записать
следующее выражение для концентрации радиоактивных ядер:
— ^гшахС
(2-8)
Из соотношения (2.8) получаем среднюю по объему теплоноси-
теля концентрацию радионуклидов
о
где Т — период (длительность) циркуляции теплоносителя по кон-
туру.
Сопоставив выражения (2.7) и (2.9) для средней по объему те-
плоносителя концентрации радионуклидов, с учетом очевидного
соотношения V — TQ получим
^imax
(7-) =
(1 — е ^*т).
(2.10)
Текущее время т Можно выразить через период циркуляции те-
плоносителя по контуру Т с учетом того, что при первом прохожде-
нии теплоноситель не содержит радионуклидов: т = (к — 1)Т, где
к — число циклов циркуляции теплоносителя по технологическому
контуру. Окончательно для любой точки технологического контура,
соответствующей времени 0 тх Т движения теплоносителя от
выхода из активной зоны, для объемной концентрации радионукли-
дов получаем выражение:

= Пгтах('г)е
1 _ е-А<(*-1)7
1 — е~
(2-11)
22
Из выражения (2.11) следует соотношение для удельной объем-
ной активности радионуклидов, образовавшихся в результате акти-
вации элементов, входящих в состав теплоносителя:
<ц(тх) = Го(1 - е-А<Та)
___________р
1 _ е-Х<Т
(2-12)
Выражение (2.12) позволяет рассчитать удельные объемные ак-
тивности для приведенных в табл. 2.1 радионуклидов в первом кон-
туре ЯЭУ с реакторами типа ВВЭР, ВТГР, БН, PWR. Это выражение
справедливо также и для неосаждающихся примесей, содержащих-
ся в теплоносителе. В этом случае макроскопическое сечение ак-
тивации должно быть определено с учетом концентрации
элементов примеси в теплоносителе.
При достаточно длительном времени эксплуатации, когда вы-
полняется условие Xj(fc — 1)Т » 1, возможно достижение равно-
весной удельной объемной активности:
(2.13)
Для долгоживущих радионуклидов (А»Т <С 1) равновесная
удельная объемная активность не меняется по длине контура цир-
куляции и зависит от отношения времени движения теплоносителя
через активную зону к периоду циркуляции:
оо
i

(2.14)
Из соотношения (2.14) ясно, что для снижения уровня собствен-
ной активности теплоносителя следует уменьшать время движения
теплоносителя через активную зону.
2.2.	Собственная активность в контуре с фазовыми
переходами теплоносителя
В контуре с фазовыми переходами модель формирования соб-
ственной активности существенно усложняется. Это связано пре-
жде всего с перераспределением активности по каждому радиону-
клиду между фазами в элементах контура, где происходят фазовые
23
переходы. Для реакторной установки с РБМК такими элементами
контура являются барабан-сепаратор, конденсатор и деаэратор (см.
рис. 1.4). В барабане-сепараторе при разделении пароводяной сме-
си на пар и воду часть общей активности образованного в актив-
ной зоне г-го радионуклида переходит в паровую фазу и поступает
в конденсатно-питательный тракт, а оставшаяся часть активности
вместе с водой поступает в опускной участок КМПЦ.
Активация входящих в состав теплоносителя элементов проис-
ходит только в активной зоне 1 при течении теплоносителя в тех-
нологических каналах 2. Количество радионуклидов, образующих-
ся в единицу времени в единице объема теплоносителя за счет ре-
акций активации определяется интегралом аьстивации 1а, В КМПЦ
изменение активности воды во времени определяется «рождени-
ем» радионуклидов в активной зоне, уносом части из них вместе
с паром в конденсатно-питательный тракт, радиоактивным распа-
дом, уменьшением на фильтрах внутриконтурной очистки и, нако-
нец, возвратом определенной доли радионуклидов из кондесатно-
питательного тракта в КМПЦ.
Для кондесатно-питательного тракта единственным источни-
ком активности является поступление радионуклидов с паром из
барабана-сепаратора. В то же время кроме радиоактивного распада
уменьшение активности в конденсатно-питательном тракте связа-
но с уносом радионуклидов с эжекторными газами из конденсатора
5 и с деаэрируемыми газами из деаэратора 7, а также с очисткой
конденсата в полнопоточном фильтре 6. Таким образом, измене-
ние удельных объемных активностей по любому радионуклиду в
КМПЦ и конденсатно-питательном тракте можно описать системой
из двух дифференциальных уравнений:
(2.15)
где ав, «к — удельные объемные активности воды в КМПЦ и
конденсата в конденсатно-питательном тракте; Qn> вдэ
24
объемные расходы пара, эжекторных и деаэрируемых газов соот-
ветственно; /Сов, кок — коэффициенты очистки воды на фильтрах
внутриконтурной очистки в КМПЦ и на полнопоточном фильтре в
конденсатно-питательном тракте; VB,VK — объемы воды в КМПЦ
и конденсата в конденсатно-питательном тракте.
Преобразуем некоторые члены системы (2.15) следующим обра-
зом:
Qn^n Qu	7 Qn
ФэЖ^ЭЖ ^ЭЖ аЭЖ	1 ^ЭЖ	/п
—V7— = ”77-----ак = кэж—ак,	(2.16)
Vk Vk &к	Цс
Фэж^эж _ Q%3 Одэ __ I (?дэ
TZ — TZ	— ^ДЭ TZ
Vk К	чс
где кр = —, кж =	, каэ —	— коэффициенты распределе-
О-в	'^к
ния «пар—вода», эжекции и деаэрации соответственно.
С учетом соотношений (2.16) система дифференциальных урав-
нений (2.15) принимает вид:
(2-17)
daB
В условиях радиоактивного равновесия, когда
ат
daK
из (2.17) получается система алгебраических уравнений:
из которой можно определить равновесные значения удельных объ-
емных активностей воды а£° в КМПЦ и конденсата а™ в конденсат-
но-питательном тракте. Из второго уравнения системы (2.18) полу-
чим соотношение для удельной объемной активности воды через
25
удельную объемную активность конденсата:
п°° к
ЛЭЖ
к
ДЭ
а°°
(2.19)
Подставим (2.19) в первое уравнение системы (2.18):
А
эж
дэ
ов
= Х1а. (2.20)
к
Из (2.20) определим соотношение для равновесной удельной объ-
емной активности конденсата:
Подставив (2.21) в (2.19), получим выражение для определения
равновесной удельной объемной активности воды в КМПЦ:
Из выражений (2.21) и (2.22) следует, что активности воды в
КМПЦ и конденсата в конденсатно-питательном тракте зависят:
от мощности реактора, поскольку в интеграл активации 1а входит
26
плотность потока нейтронов; от режимных параметров контуров
(объемные расходы пара, конденсата, эжекторных и деаэрируемых
газов); от характеристик фильтров очистки воды и конденсата и от
объемов воды в КМПЦ и конденсата в конденсатно-питательном
тракте.
Собственная активность теплоносителя в водоохлаждаемых
реакторах достигает примерно 109 Бк/кг, а натрия в реакторах на
быстрых нейтронах существенно выше (примерно 1014 Бк/кг) из-за
более высоких сечений активации.
3.	ПРОДУКТЫ КОРРОЗИИ
В ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМ КОНТУРЕ ЯДЕРНОЙ
ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ
Образование радиоактивных продуктов коррозии (ПК) в техно-
логическом контуре ЯЭУ обусловлено следующими процессами:
1)	активацией ядер элементов конструкционных материалов в
поле нейтронного потока (прежде всего в активной зоне) с после-
дующей их коррозией и выносом радиоактивных ПК в теплоноси-
тель;
2)	активацией ядер стабильных элементов ПК в поле нейтрон-
ного потока во время их переноса теплоносителем через активную
зону;
3)	активацией ядер стабильных элементов ПК, осаждающихся
на поверхностях конструктивных элементов, находящихся в поле
нейтронного потока.
Очевидно, общее количество радиоактивных ПК будет зависеть
от интенсивности коррозионных процессов в технологическом кон-
туре ЯЭУ. Можно отметить важнейшие факторы, определяющие
скорость коррозии:
—	свойства теплоносителя (в частности, содержание примесей,
уровень pH и т. д.);
—	режимные параметры теплоносителя (скорость движения,
температура, давление);
27
— свойства конструкционных материалов технологического
контура;
— особенности конструктивных решений элементов техноло-
гического контура (наличие застойных зон, областей концентрации
напряжений и т. д.).
Реакции активации ПК конструкционных материалов, приво-
дящие к образованию основных дозообразующих радионуклидов,
представлены в табл. 3.1.
Таблица 3.1
Основные реакции активации ПК конструкционных материалов
Конструкционные материалы	Реакция активации	Период полураспада образовавше- гося радионуклида, ^1/2	Тип излучения радиону- клидов
Аустенитные нержавеющие стали, никелевые сплавы	50Сг(п, 7)51Сг	27,9 сут	/?“,7
	54Fe(n, р)54Мп	303 сут	/?~>7
	58Fe(n, 7)59Fe	45,6 сут	/?“,7
	60Ni(n, р)60Со	5,263 лет	/3~,7
	59Co(n, 7)60Со	5,263 лет	/3“,7
	58Ni(n, р)58Со	71,3 сут	Г,7,/3+
Циркониевые сплавы	94Zr(n, 7)95Zr	65,5 сут	/3-.7
Титановые сплавы	46Ti(n, p)46Sc	84,1 сут	/3~,7
	48Ti(n, p)48Sc	44,16 ч	/?~,7
Медные сплавы, бронзы, латуни	63Cu(n, 7)64Cu	12,88 ч	0~,7
	27Al(n, a)24Na	14,95 ч	/?-,7
Серебряные припои	109Ag(n, 7)110mAg	288,7 сут	£“,7
Скорость коррозии, т. е. масса ПК, образующихся в единицу
времени и переходящих в теплоноситель с единицы омываемой им
28
Т егогоноситель
Рис. 3.1. Схема формирования отложений радиоактивных продук-
тов коррозии (ПК) на внутренней поверхности контура циркуляции
теплоносителя:
1 — стенка контура; 2 — прочная окисная пленка; 3 — рыхлый слой ПК
поверхности, снижается вследствие увеличения толщины прочной
окисной пленки, препятствующей доступу кислорода к конструк-
ционному материалу (рис. 3.1). Поэтому количественно скорость
коррозии с(т), как правило, описывается эмпирической степенной
зависимостью
где с(т) — скорость корозии, г/(м2-с); А,Ъ — константы, характер-
ные для конкретного конструкционного материала, вида теплоно-
сителя и его режимных параметров (например, для аустенитной не-
ржавеющей стали 1Х18Н9Т в среде водного однофазного теплоно-
сителя в первом контуре реактора типа ВВЭР А = 10“2, b = 0,65).
Наименьшая интенсивность коррозии характерна для нейтраль-
ного водно-химического режима при рН« 7,6. Отложения радио-
активных ПК на внутренней поверхности контуров состоят из двух
слоев: сравнительно тонкой окисной пленки, прочно сцепленной с
материалом, и достаточно рыхлого слоя на поверхности окисной
пленки. Основная масса радиоактивных ПК сосредоточена в рых-
лом слое и может быть удалена из контура различными методами
дезактивации, в частности, путем использования дезактивирующих
растворов.
В теплоносителе ПК находятся в виде агломерированных твер-
дых частиц со средним размером около 1 мкм. Эти частицы могут
29
как осаждаться на внутренней поверхности тракта движения тепло-
носителя, так и, наоборот, смываться потоком и вновь переходить
во взвешенное в теплоносителе состояние. Таким образом, при мо-
делировании процессов переноса и накопления радиоактивных ПК
необходимо, так же как и для продуктов деления, использовать ко-
личественные характеристики осаждения ПК из объема теплоно-
сителя и смыва с внутренней поверхности контура. Следует отме-
тить, что указанные характеристики будут одинаковыми для всех
рассматриваемых радионуклидов, входящих в состав ПК. Это об-
стоятельство существенно упрощает математическую формулиров-
ку рассматриваемой задачи.
Режимные параметры теплоносителя и конструктивные особен-
ности отдельных участков тракта его движения могут существен-
но влиять на значения характеристик осаждения и смыва. В связи
с этим целесообразно весь контур циркуляции теплоносителя раз-
делить на несколько участков, в пределах которых характеристики
осаждения и смыва можно считать постоянными. Поскольку радио-
активные ПК одновременно находятся и в объеме теплоносителя, и
на внутренних поверхностях контура циркуляции, можно записать
систему двух дифференциальных уравнений, отражающих баланс
удельных активностей соответственно в теплоносителе и на вну-
тренней поверхности контура циркуляции по каждому г-му радио-
нуклиду из состава ПК:
(3.1)
где ат, aCTj — удельная объемная активность теплоносителя и
удельная поверхностная активность отложений г-го радионуклида
ПК на стенке j-ro участка контура циркуляции; т)0 j, rjc j — коэф-
фициенты осаждения и смыва радиоактивных ПК на J-м участке
30
контура циркуляции; k0 — коэффициент внутриконтурной очист-
ки теплоносителя (определяется так же, как\з для радионуклидов
ПД); А — постоянная радиоактивного распадаТто радионуклида
ПК; с(т) — скорость коррозии; F — площадь корродирующей по-
верхности; f — доля элемента в массе ПК, из которого образуется
г-й радионуклид в результате процессов активации; Ад — число
Авогадро; М — молекулярная масса вещества конструкционного
материала циркуляционного контура;
здесь Фп(£’п) — плотность потока нейтронов; cra(jSn) — микроско-
пическое сечение реакции активации элемента конструкционного
материала.
Первое дифференциальное уравнение системы (3.1) описыва-
ет динамику изменения активности теплоносителя во всем конту-
ре, т. е. определяет среднюю по контуру удельную объемную актив-
ность теплоносителя, второе уравнение отражает изменение удель-
ной поверхностной активности отложений на внутренней стенке
j-го участка контура.
Важнейшие количественные характеристики рассматриваемой
модели — коэффициенты осаждения r]Oj и смыва r/Cj могут быть
определены только экспериментально по измерениям ат и aCTj с
последующим итерационным подбором значений коэффициентов
осаждения и смыва, при которых рассчитанные из (3.1) и экспери-
ментально определенные удельные активности хорошо согласуют-
ся. Характерные значения коэффициентов осаждения и смыва для
контура циркуляции теплоносителя в реакторе типа ВВЭР, опре-
деленные таким образом, составляют: т)о = 3,5 • 10“5 с”1; т}с =
-б-Ю^с”1.
Приведенные значения показывают, что процесс осаждения ПК
из теплоносителя на обтекаемую стенку намного более интенси-
вен по сравнению с обратным процессом их смыва с поверхностей
31
и перехода в объем теплоносителя. Это означает, что радиоактив-
ные ПК в основном сосредоточены на внутренних поверхностях, и
поэтому при остановленном реакторе и слитом теплоносителе ре-
монтные или профилактические работы на оборудовании первого
контура радиационно опасны. В условиях достаточно однородной
гидродинамики теплоносителя в первом контуре реакторов ВВЭР,
где отсутствуют резкие изменения проходного сечения и выражен-
ные застойные зоны, даже при постоянных значениях коэффициен-
тов осаждения и смыва для всего контура циркуляции могут быть
получены хорошие результаты моделирования.
Для более сложного с точки зрения гидродинамики КМПЦ и
конденсатно-питательного тракта (КПТ) реакторов РБМК требу-
ется выделение характерных участков контуров с существенно
различающимися значениями коэффициентов осаждения и смыва
(табл. 3.2). Из табл. 3.2 ясно, что для всех выделенных участков
контуров реактора РБМК коэффициенты осаждения существен-
но превышают соответствующие значения коэффициентов смыва.
Этим объясняется возрастающее количество массы радиоактивных
ПК на внутренних поверхностях трубопроводов и оборудования
контуров.
Следует отметить, что, так же как и для реакторных установок с
ВВЭР или любым другим типом реактора, коэффициенты осажде-
ния и смыва должны быть определены экспериментально из усло-
вия наилучшего соответствия измеренным значениям активностей
ПК в теплоносителе и на внутренних поверхностях контура цирку-
ляции.
Коэффициенты осаждения и смыва, полученные на основе из-
меренных значений активностей, могут быть использованы для рас-
четного анализа процессов переноса и накопления радиоактивных
ПК в контурах подобных по гидродинамическим и термодинамиче-
ским характеристикам реакторных установок.
При работе ЯЭУ происходит накопление радиоактивных ПК
как в теплоносителе, так и в отложениях, до тех пор пока не будут
_ dcbryri	\
= 0 и —= 0 . В даль-
dr	ат	J
нейшем уровень активности в теплоносителе и отложениях будет
достигнуты равновесные условия
32
оставаться неизменным. Время достижения равновесных значений
активности различных радионуклидов ПК зависит от периода их
полураспада: равновесная активность короткоживущих радиону-
клидов (для которых Xi имеет большие значения и радиоактивный
распад оказывает существенное влияние) достигается сравнитель-
но быстро, а долгоживущих — более медленно (рис. 3.2).
Таблица 3.2
Значения коэффициентов осаждения и смыва для различных
участков КМПЦ и КПТ реактора типа РБМК-1000
Участки контура	Vo		Ус
	с“	1	
Гладкие участки КМПЦ и КПТ	1•1(Г3	4•10~8	2,5 • 104
Застойные участки в активной зоне реак- тора	1  1(Г3	1•10~9	1 • 10®
Застойные участки в КМПЦ и КПТ	1•10“3	1•10~9	1 • 10®
Паровой тракт и тур- бина	2 • КГ3	410“8	5 • 104
Для получения количественных данных по активностям радио-
нуклидов ПК в контурах водоохлаждаемых реакторов с водой под
давлением (ВВЭР, PWR) и кипящих реакторов (РБМК, BWR) раз-
работан отечественный программный комплекс РАПК (расчет ак-
тивности продуктов коррозии). Этот программный комплекс позво-
ляет рассчитывать активности ПК в теплоносителе, в отложениях
на облучаемых и необлучаемых поверхностях первого контура и на
фильтрах внутриконтурной очистки теплоносителя в реакторе с во-
дой под давлением.
Для кипящих реакторов рассчитываются активность пара и
конденсата (с использованием значений коэффициентов fcp), актив-
ность на полнопоточных фильтрах очистки конденсата, активность
33
Рис. 3.2. Характер зависимости от времени активности ра-
дионуклидов ПК с разными периодами полураспада
конденсата и активности отложений в КПТ и турбине. Использова-
ние программного комплекса РАПК предполагает наличие данных
по коэффициентам осаждения и смыва, коэффициентам очистки на
фильтрах, коэффициентам распределения ПК между паром и водой
(для кипящих реакторов). В программном комплексе имеется соб-
ственная библиотека ядерно-физических констант для важнейших
дозообразующих радионуклидов.
Удельные объемные активности теплоносителя по ПК в водо-
охлаждаемых реакторах составляет примерно 104 ... 105 Бк/кг. При
этом удельные поверхностные активности радиоактивных ПК в от-
ложениях достигают значений около 102 ... 104 Бк/см2.
Активность ПК в теплоносителе и отложениях на внутренних
поверхностях может быть снижена различными методами:
1)	выбором конструкционных материалов, не содержащих эле-
менты, активация которых приводит к образованию долгоживущих
радионуклидов;
2)	увеличением расхода, направляемого в байпасную линию на
фильтры внутриконтурной очистки (т. е. повышением значения ко-
эффициента внутриконтурной очистки fe0);
3)	профилированием контура циркуляции, исключающим обра-
зование застойных зон, в которых на стенках контура могут накап-
ливаться отложения ПК.
34
СПИСОК РЕКОМЕНДУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ
1.	Егоров Ю.А., Носков А.А. Радиационная безопасность на АЭС. М.:
Энергоатомиздат, 1986. 152 с.
2.	Инженерный расчет защиты атомных электростанций / A.IL Весел-
кин, Ю.А. Егоров, Л.М. Лузанова и др. М.: Атомиздат, 1976. 296 с.
3.	Кирюшин А.И., Шлокин Е.А. Основы проектирования защиты реак-
торных установок. М.: Энергоатомиздат, 1991. 264 с.
4.	Машкович В.П., Кудрявцева А.В. Защита от ионизирующих излуче-
ний: Справ. М.: Энергоатомиздат, 1995. 496 с.
5.	Перевезенцев В.В. Основы инженерных методов расчета защиты от
ионизирующих излучений йдерных энергетических установок: Учеб,
пособие / Под ред. Р.С. Демешева М.: Изд-во МГТУ им. Н.Э. Баумана,
1994. 68 с.
ОГЛАВЛЕНИЕ
Введение..................................................... 3
1.	Радиоактивные продукты деления в технологическом контуре
ядерной энергетической установки............................. 5
1.1.	Накопление продуктов деления в контуре без фазовых
превращений теплоносителя................................  5
1.2.	Активность продуктов деления при фазовых превращениях
теплоносителя..........................................	12
2.	Собственная активность теплоносителя..................... 17
2.1.	Собственная активность однофазного теплоносителя
в замкнутом циркуляционном контуре....................... 17
2.2.	Собственная активность в контуре с фазовыми переходами
теплоносителя............................................ 23
3.	Продукты коррозии в технологическом контуре ядерной энергети-
ческой установки..........................................   27
Список рекомендуемой литературы............................. 35