Гусев Н.Г., Беляев В.А. Радиоактивные выбросы в биосфере

ностью ,с/ =

1

Бк в вакууме с энергией, большей 8 кэВ, на расстоянии 1 м

от него (на практике для фотонов обычно принимают 8 = 30 кэВ).

Керма-постоянная Г

8

, Гр-м

2

/(с

•

Бк), рассчитывается по формуле

1-Х£,-"

;

Ц,,,

т

1,602-IO-

1

MO

18

Гб = =1,28-10

l

Y

j

E

i

H

i

V

tr

^, (1.6)

4 nw I

где E

I

энергия, МэВ/фотон; H

i

—абсолютный выход фотона при распаде,

фотон/расп.; — массовый коэффициент передачи энергии, м

2

/кг;

1,602-IO"

13

— энергетический эквивалент, Дж/МэВ; IO

18

— переходный множи-

тель, аГр/Гр; размерность при единице в числителе — расп./(с

•

Бк); в знамена-

теле W=I Дж/(кг-Гр).

Массовый коэффициент поглощения энергии ц

ел

,

m

в формуле (1.3) рас-

считывается с учетом кинетической энергии, затрачиваемой на ионизацию

и возбуждение атомов, а коэффициент ц,

г

,входящий в (1.6), кроме того,

также с учетом кинетической энергии, затрачиваемой на тормозное излучение.

Связь между этими коэффициентами определяется соотношением

H<r.m

= H«.,

m

/(l-£)- (1-7)

Поправочный коэффициент g для воздуха очень мал. Значение g< 0,004 для

E до 1 МэВ, от 0,004 до 0,007 для £=1ч-2МэВ, от 0,007 до 0,011 для

£•=2^-3 МэВ и от 0,011 до 0,02 для £=Зн-5 МэВ. Эта зависимость

представлена на рис. 1.1. .,

Таким образом, поглощенная доза в воздухе D (или мощность поглощен-

ной дозы D) меньше кермы К (или мощности кермы К) в диапазоне энергии

до 3 МэВ примерно на 1%.

Соотношение между гамма-постоянной Г во внесистемных единицах

[Р

•

см

2

/(ч

•

мКи)] и керма-постоянной F

6

в СИ [аГр

•

м

2

/(с

•

Бк)] представляется

в форме:

Г

6

= 6,55Г/(1 —g)\ (1.8)

Г = 0,152Г

6

(1 —g). (1.9)

Учитывая небольшое значение g при расчете кермы-постоянной Г

6

с точностью

до 1% можно использовать литературные данные о гамма-постоянной Г,

применяя формулу перехода (1.8), в которой (1—g)«l.

Коллективная эквивалентная доза определенной группы индивидуумов

S—интеграл (или сумма) от произведения индивидуальных эквивалентных

доз H на число индивидуумов N

H

(H), получивших данную дозу H:

Рис. 1.1. Зависимость ко-

эффициента g=

1

-ц

(г

/ц

е

„

от энергии фотонов

S= J HN„(H)dH, (1.10)

о

где N„(H)dH число индивидуумов, получивших дозу от Я до H + dH.

Единицей коллективной эквивалентной дозы является чел-Зв (чел бэр).

Среднюю индивидуальную дозу в исследуемой группе //, называют также

дозой на Душу населения и вычисляют по формуле

OD 00

J

1

Н— 1 HN

11

(H)dH/

J N

h

(H)dH. (1.11)

о о

Для радионуклидов, глобально загрязняющих атмосферный воздух и био-

сферу в целом, доза на душу населения близка к индивидуальной дозе.

оо

Поскольку J N

H

(H)dH=N— число людей в исследуемой группе, коллективная

о

эквивалентная доза

S = NH. (1.12)

Ожидаемая (комитментная) эквивалентная коллективная доза S

c

равна

интегралу по времени от мощности ожидаемой эквивалентной дозы S,

чел•Зв/год

OO

S

c

= J ,£(/)<*/. (1.13)

о

Неполная ожидаемая эквивалентная доза S

C

T

за время t равна интегралу

по мощности коллективных доз

T

S

c

t

= \ $(t)dt. (1.14)

о

Для профессиональных работников и населения принимают T= 50 и 70 лет

соответственно. Для долгоживущих радионуклидов (Т

1/2

> 30 лет) не существует

единого мнения о выборе Т, но на практике иногда используют Г= 500 лет.

Ущерб G понятие, используемое для количественного определения ожида-

емых вредных последствий для группы людей в результате данного ради-

ационного воздействия. Ущерб определяется как математическое ожидание

вредных последствий с учетом вероятности возникновения каждого тина

эффекта, а также их степени тяжести. Если группа облучаемых лиц состоит

из N человек и

/>,

— вероятность появления эффекта /, степень гяжесш

которого задается коэффициентом

gi

, то ущерб G выражается формулой

G = NY

l

Pig,- С-

15

)

Если индивидуум облучается одним и тем же видом ионизирующего излучения

и предполагается, что вероятность возникновения каждого эффекта i прямо

пропорциональна дозе H от этого источника, т. е. P

i

= T

i

H, то ущерб G для

здоровья в однородно облучаемой группе

G = NHY

i

K

igi

= S^r

lgi

, (1.16)

t i

где S=NH коллективная доза;

T

i

— коэффициент риска эффекта г.

Эффективная эквивалентная доза H

e

— взвешенная сумма эквивалентных

доз на различные органы и ткани, определяемая из соотношения

12

H

F

= XW

T

H,\ ^HY= I,

T T

(1.17)

где H

t

—эквивалентная доза в Г-м органе или в ткани, Зв; w

T

— взвешивающий

фактор, характеризующий отношение стохастического риска от облучения i-й

ткани к полному риску при однородном облучении всего тела. Суммирование

производится по всем тканям организма за один и тот же период времени.

Взвешивающий фактор w

T

рассчитывается на основе коэффициентов риска

г

т

смертных случаев от соматических и генетических (в первых двух

поколениях) последствий облучения на 1 чел-Зв. Коэффициенты риска определя-

ются в предположении линейной зависимости доза — эффект. Числовые

значения w

T

и г

т

приведены в табл. 1.1.

Величина W

r

=0,30 распределяется по оставшимся органам, причем W

r

= 0.06

относится к каждому из пяти оставшихся органов или тканей, которые

получили самые высокие эквивалентные дозы. Такие части желудочно-кишечно-

го тракта, как желудок, тонкий кишечник, верхняя и нижняя части толстого

кишечника, следует рассматривать как четыре разных органа. Для кожи

и хрусталиков глаза взвешивающих коэффициентов не вводится, так как предел

эквивалентной дозы для этих органов основан на нестохастических эффектах.

Единицей эффективной эквивалентной дозы является зиверт (Зв), во

внесистемных единицах бэр. При составлении настоящего раздела исполь-

зованы [1 11].

Таблица 1.1. Взвешивающие факторы w

T

и коэффициенты риска г

т

соматических

и генетических последствий облучения

Орган или ткань

W

T

г

т

, 10

2

случай/(чел

•

Зв)

Гонады

0,25 0,40

Грудная железа

0,15

0,25

Красный костный мозг 0,12

0,20

Легкие 0,12

0,20

Щитовидная железа

0,03 0,05

Костная поверхность

0,03

0,05

Все другие органы 0,30

0,50

Сумма 1,00

1,65

Глава 2

Радиационные характеристики радионуклидов,

образующихся в ядерных реакторах

2.1. Общие сведения

Ядерные реакторы генераторы огромного количества искусственных

радионуклидов, основные из которых- продукты деления и актиноиды.

К продуктам деления принято относить не только радионуклиды, полученные

непосредственно в результате (л, /)-реакций деления тяжелых ядер, но и те

13

радионуклиды, которые возникли в результате радиоактивных превращений

и ядерных реакций типа (п, у), (п, In) и т. д. на радиоактивных и стабильных

продуктах деления. Согласно [12] в ядерных реакторах генерируется до

600 радионуклидов с массовыми числами от 72 до 166 и около 60 актиноидов —

трансурановых и трансплутониевых элементов. Тройное деление тяжелых ядер

(вероятность которого очень невелика) сопровождается выходом

3

H и

14

C.

В результате взаимодействия нейтронов со стабильными ядрами систем

реактора и теплоносителя возникают новые радионуклиды. Особо важное

значение имеет так называемая собственная и коррозионная активности

теплоносителя и наведенная активность внутрикорпусных устройств, защиты

и воздушного межреакторного пространства [8, 13].

В настоящей главе приведены основные радиационные характеристики

генерируемых в реакторе радиоактивных нуклидов и краткие данные о фак-

тических выбросах в атмосферу действующих АЭС.

2.2. Продукты деления и актиноиды

Радионуклидный состав и другие радиационные характеристики продуктов

деления и актиноидов в значительной степени зависят от типа реактора

и других его особенностей. В табл. 2.1 приведены основные характеристики

втэдо-водяных энергетических реакторов ВВЭР и уран-графитовых реакторов

в большой мощности РБМК, эксплуатируемых в СССР [14, 15]. Те и другие

охлаждаются обычной (не тяжелой) водой, 'поэтому их часто называют

легководными реакторами (Л BP).

Представленные в этом разделе радиационные характеристики важнейших

продуктов деления и актиноидов рассчитаны В. М. Колобашкиным,

П. М. Рубцовым, П. А. Ружанским и В. Д. Сидоренко [12] (кроме интегральных

дозовых коэффициентов, приведенных в табл. 2.7, которые получены авторами

настоящей книги).

В табл. 2.2 приведены параметры АЭС, на основе которых авторами

работы [12] рассчитаны радиационные характеристики продуктов деления

и актиноидов. Краткие сведения о них даны в табл. 2.3—2.11. При этом

удельная активность s.J

т

выражена в Бк/т U, а гамма-эквиваленты M в

г-экв Ra/т U. Чтобы выразить их на единицу тепловой мощности реактора,

необходимо разделить соответствующие табличные данные на удельную

тепловую мощность реактора МВт/т U, указанную в табл. 2.2. Естественно,

что такой перерасчет справедлив для тех же условий (т. е. той же кампании,

выдержки, обогащения и энергонапряженности), для которых сделан основной

расчет. Заметим также, что радиационные характеристики, приведенные

в табл. 2.3—2.11, относятся к концу трехлетней кампании реакторов.

t

V

Таблица 2.1. Основные характеристики серийных реакторов СССР 114, 15]

Характеристика

ВВЭР-440 ВВЭР-1000

РБМК-1000

Тепловая мощность, МВт(т)

1375

3000 3200

Электрическая мощность, МВТ (эл.)

440 1000

1000

Загрузка урана, т

41,5

66 192

Удельная мощность, МВт (т.)/т U

33 45,5

16,7

Обогащение топлива 235 U, %

3,6

4,4 2

Средняя глубина выгорания.

МВт (т.) сут/кг

30

40

22,3

14

Таблица

2.2.

Параметры

АЭС,

принятые

в

расчетах радиационных характеристик

облученного ядерного топлива

|12|

Параметр ВВЭР-440 ВВЭР-1000 РБМК-1000

Глубина выгорания,

M Вт (т.)

сут/кг

U

29,75

40,48 24,90

Удельная мощность, МВт/т

U

32,7 40,2 16,7

Загрузка ураном,,

т

42 70

192

1-я

кампаний

сут 327

305,9

1-я

выдержка

t\, сут 38 48

Непрерывные

2-я

кампания

Ti, сут

327

305,9 •перегрузки

2-я

выдержка

t

2

, сут 38 48 без

останова

3-я

кампания

T

3

, сут 327

305,9

Полная кам'пания

Т,

годы

~3 ~3 ~3

Таблица

2.3.

Удельная активность изотопов

Kr, Xe и I в

облученном топливе

ВВЭР-440^.,,

Бк/т U [121

Нуклид

Тщ

Выдержка

t

Нуклид

Тщ

0 5 мин

30 мин

1 ч

12 ч 24 ч

83m

Kr

85m

Kr

85

Kr

87

Kr

88

Kr

89

Kr

90

Kr

1,83 ч

4,48 ч

10,74 г

76,4 мин

171,6 мин

3,18 мин

32,2 с

3,60+15

6,95+15

4,24+14

1,52+16

2,08+16

2,52+16

2,67+16

3,60+15

6,92+15

4,24+14

1,47+16

2,04+16

8,52+15

4,22+13

3,57+15

6,51

+

15

4.24+14

1.17+16

1,84+16

3,65+13

3.48

+ 15

6,03 +

15

4,24+14

8,92+15

1,63+16

5,26+10

3,74+14

1,10+15

4,24+14

2,24+13

1,14+15

1,44+13

1,72+14

4,24+14

3,26+10

6,19+13

I^r

9,89+16 5,46+16 4,06+16 3,52+16 3,06+15

3,72+14

131m

Xe

133m

Xe

133

Xe

135m

Xe

135

Xe

138

Xe

139

Xe

11,98 сут

2,19 сут

5,245

сут

15,65 мин

9,083

ч

14,13 мин

40,8 с

3,36+14

1,05+15

6,30+16

1,32+16

1,78+16

5,36+16

3,80+16

3,36+14

1,04+15

6,30+16

1,25+16

1,81

+ 16

4,20+16

2,35+14

3,36+14

1,04+15

6,30+16

1,04+16

1,94+16

1,23+16

2,01

+ 3

3,36+14

1,04+15

6,29+16

9,27+15

2,07+16

2,83+15

3,36+14

1,00+15

6,23+16

2,86+15

2,56+16

2,46+1

3,35+14

9,27+14

6,07+16

8,12+14

1.55+16

IXe

1,87+17 1,37+17 1,07+17 9,71

+

16 9,21

+ 16

7,83+16

129 j

130 j

131

I

132 J

.33,

134 j

135 j*

1,57 +

7

лет

12,36 ч

8,04 сут

2,28 ч

20,8 ч

52,6 мин

6,61 ч

1,06 + 9

5,97+14

3,08+16

4,46+16

6,27+16

6,96+16

5,89+16

1,06 + 9

5,95+14

3,08+16

4,46+16

6,27+16

6,87+16

5,84+16

1,06 + 9

5,83+14

3,08+16

4,46+16

6,24+16

6,10+16

5,59+16

1,06+9

5,68+14

3,08+16

4,45+16

6,17+16

4,95+16

5,30+16

1,06 + 9

3,06+14

2,98+16

4,08+16

4,33+16

1,99+13

1,67+16

1,06+9

1,56+14

2,87+16

3,67+16

2,91

+

16

1.61+9

4,75 +

15

Ii

2,67+17 2,66+17 2,55+17 2,40+17 1,31

+ 17

9,94+16

*

Включая

135m

Xe.

15

Таблица

2.4.

Удельная активность изотопов

Kr, Xe и I в

облученном топливе

ВВЭР-ЮОО.яЛ,,

Бк/т U |12|

Нуклид

T \:2

Выдержка

I

Нуклид

T \:2

0 5 мин 30 мин 1 ч 12 ч 24 ч

83m J^j.

85т^

г

85

Kr

87

Kr

88

Kr

89

Kr

go

Kr

1,83 ч

4,48 ч

10,74 г

76,4 мин

171,6 мин

3,18 мин

32,2 с

5,16+15

9,94+15

5,78+14

2,17+16

2,96+16

3,58+16

3,80+16

5,15+15

9,89+15

5,78+14

2,10+16

2,91

+

16

1.21

+

16

6,00+13

5,12+15

9,31

+

15

5,78+14

1,67+16

2,63 +

16

5,20+13

4,99+15

8.62+15

5,78+14

1,27+16

2,33+16

7,49+10

5,37+14

1,57+15

5,78+14

3,19 +

13

1.62+15

2.06+14

2,45+14

5,78+14

4,65+

10

8,83+13

EKr

1,41

+

17 7,79+16 5,81

+

16 5,02+16 4,34+15

5,97+14

131m

Xe

133m

Xe

133

Xe

135m

Xe

135

Xe

138

Xe

139

Xe

11,98 сух

2,19 сут

5,245

сут

15,65 мин

9,083

ч

14,13 мин

40,8 с

4,91

+

14

1,53+15

9,17+16

1,92+ 16

1,95+16

7,80+16

5,52+16

4,91

+

14

1,53 +

15

9,17+16

1,81

+ 16

1,99+16

6,11

+

16

3,41

+

14

4.91

+

14

1,52+15

9,17+16

1,51

+

16

2,20+16

1,79+16

2.92 + 03

4,91

+

14

1,52+15

9,17+16

1,35+16

2,42+16

4.12+15

4,90+14

1.46+15

9,08 +

16

4,16+15

3.47+16

3,58 + 01

4,90+14

1,35+15

8,83+16

1,18+15

2,15+ 16

EXe

2,66+17 1,93+17 1,49+17 1,36+17 1,32+17 1,13+17

1 29 j

1 30 J

131

I

132 J

133 J

134 j

135 j *

1,57 + 7 лет

12,36 ч

8,04 сут

2,28 ч

20,8 ч

52,6 мин

6,61 ч

1,42 + 09

1,12+15

4,49 +

16

6,50+16

9,13 +

16

1,01

+

17

8,58 +

16

1,42 + 09

1,12+15

4,49+16

6,49+16

9,13 +

16

9,99+16

8,51

+

16

1,42 + 09

1.10+15

4,49+

16

6,49+16

9,08+16

8,87+16

8,14+16

0,42 + 09

1,07+15

4,49+16

6,47+16

8,98+16

7,19+16

7,73 +

16

1,43 + 09

5,75 +

14

4,35 +

16

5,94+16

6,31

+

16

2,90+13

2,44+16

1,43 + 09

2,94+14

4,19 +

16

5,34+16

4,23 +

16

2,33 + 09

6,93 +

15

Ei

3,89+17

3,87 +

17 3,72+17 3,50+17 1,91

+

17 1,45+17

*

Включая

135m

Xe.

Таблица

2.5.

Удельная активность изотопов

Kr, Xe и I в

облученном топливе

РБМК-1 OOO.s/m,

Бк/т U [12]

Нуклид

Tu 2

Выдержка

I

Нуклид

Tu 2

0 5 мин 30 мии 1 ч 12 ч

24 ч

83m

Kr

85m

Kr

85

Kr

87

Kr

88

Kr

89

Kr

90

Kr

1,83 ч

4,48 ч

10,74

года

76,4 мин

171,6 мин

3,18 мин

32,2 с

1,65+15

3,10+15

3,29+14

6,59+15

8,93 +

15

1,05+16

1,09+16

1,65 +

15

3,09+15

3,29+14

6,36+15

8,75+15

3,55+15

1,72+13

1,64+15

2,91

+

15

3,29+14

5,07+15

7,91

+

15

1,52+13

1,60+15

2,69+15

3,29+14

3,86+15

7,01

+

15

2,19+10

3.29+14 3,29+14

EKr

4,20+16 2,37+16

1.79+ 16

1,55+16 3,29+14

3,29+14

16

Продолжение табл. 3.13

Нуклид

Тчг

Выдержка

(

Нуклид

Тчг

0 5 мин

30 мин 1 ч 12 ч

24 ч

131m

Xe

133m

Xe

133

Xe

135m

Xe

135

Xe

138

Xe

139

Xe

11,98 сут

2,19 сут

5,245

сут

15,65 мин

9,083

ч

14,13 мин

40,8 с

1,83+14

5,72+14

3,31

+

16

7,30+15

6,86+15

2,72 +

16

1,81

+

16

1,83 +

14

5,72+14

3,31

+

16

6,84+15

7,02+15

2,13+16

1,12+14

1,83+14

5,71

+

14

3,31

+

16

5,52+15

7,77+15

6,26+15

9,57 + 02

1,83+14

5,70+14

3,31

+ 16

4,87+15

8,56+15

1,44+15

1,83+14

5,45+14

3,27+16

1,24+16

1,83+14

5,03+14

3,19+16

7,68+15

IXe

9,33+16 6,91

+

16 5,34+16

4,87+16 4,58+16 4,03+16

129 j

130 j

131

I

132 J

133,

134,

135,»

1,57 +

7

лет

12,36 ч

8,04 сут

2,28 ч

20,8 ч

52,6 мин

6,61 ч

9,18 + 08

5,58+14

1,67+16

2,37+16

3,29+16

3,58+16

3,07+16

9,18 + 08

5,56+14

1,67+16

2,37+16

3,29+16

3,53+1¾

3,05+16

9,18 + 08

5,45+14

1,67+16

2,37+16

3,27+16

3,10+16

2,92+16

9,18 + 08

5,30+14

1.67+16

2.36+16

3,24+16

2,49+16

2,77+16

9,18 + 08

1,61

+

16

2,27+16

8,73+15

9,19 + 08

1,56+16

1,52+16

2,48+15

II

1,40+17 1.40+17 1.34+17

1,26+17 4,75+16 3,33+16

*

Включая

135m

Xe.

Таблица

2.6.

Принятые интервалы энергий фотонов

|16|

Номер

интервала

1

2 3 4

5 6 7

Интервал

E

i

, МэВ

>2,4 1,8 — 2,4

1,2 —1,8 0,6 -1,2

0,3 — 0,6

0,03—0,3

0,01 0,03

Таблица

2.7.

Эффективный спектр фотонов

и

лозовые коэффициенты

смеси изотопов

Kr, Xe и I

ВВЭР-440

Смесь

изотопов

E

i

,

МэВ/фо-

тон; /I

i

, %

Выдержка

(

Смесь

изотопов

E

i

,

МэВ/фо-

тон; /I

i

, %

0 5 мин

30 мин 1 ч 12 ч 24 ч

IKr, Xe

E

1

3,04

2,86 2,58 2,59 2,57

2,55

IKr, Xe

2,87

1,89 1,22 1,04

0,009

3,44-4

E

2

2,16 2,17

2,23 2,27

2,28

2,30

"г

11,77 11,87 10,61

9,25

0,90

0,060

E

3

1,61 1,64

1,61 1,55 1,49 1,50

"з

9,25 7,07

3,79 2,60 0,20 0,013

E

i

0,90

0,90 0,88 0,87 0,69 0,62

Il

4

8,51 6,17

4,31 3,88 1,03 0,58

Еь

0,47

0,46 0,46 0,47 0,52 0,51

»5

16,80 17,14

12,31 10,45 2,92 1,06

Eb

0,14

0,12 0,12 0,12

0,098

"б

48,43 53,09

63,71

69,05

93,31 97,10

E

1

0,02

0,02 0,02 0,02 0,03 0,03

«7

2,37

2,78 3,56 3,75 1,63 1,18

17

Продолжение табл. 3.13

Смесь

E

i

,

Выдержка

I

изотопов МэВ/фо-

тон; щ, %

0 5 мин 30 мин

1 ч 12 ч 24 ч

Е,

МэВ/расп. 0,693 0,637 0,503

0,444

0,158

0,107

B

lrl

, мкЗв •

м /(год

•

Бк) 1,48 1,36 1,07 0.95

0,34

0,23

B

ay

, бэр м

3

/(с -Ки) 0,173

0,159

0,126 0,111

0,040

0,027

ZI

E

1

2,44

2,45

2,44

2,46

2,54

ZI

"1

0,17 0,17 0,31 0,17 0,09

0,02

E

1

1,92 1,92

1,92 1,93 2,03 /2,02

"2

1,45

1,48 2,60 1.34 0,78 0,70

E

i

1,46

1,46 1,46 1,46 1,42 1,37

Из

10,81

10,78 20,10 11,11 8,69 4,33

E

i

0,84 0,84 0,84 0,83 0,76

0,74

«4

58,68

58,62 22,26

53,13 52,16

56,96

E

5

0,49

0,49 0.49 0,49 0,47 0,46

«5

25,18

25,29

47,94

30,01 35,10

34,92

E

b

0,21 0,21 0,21

0,22 0,24

0,23

«6

2,76 2,75

5,04 2,68

2,26

2,22

E

7

0,03 0,03 0,03 0,03 0,03 0,03

«7

0,95 0,95 1,75 0,95

0,92 0,87

Е,

МэВ/расп.

0,812

0,799 0,784 0,772 0,708

0.661

B

ay

,

мкЗв •

м /(год

•

Бк)

1,73 1,70

1,67 1,64

1,51 1,41

B

ay

, бэр

м

3

/(с-Ки) 0,203 0,200

0,196 0,193 0,177 0,165

X Kr, Xe, I

E

t

2,97

2,78 2,54 2,53 2,44 2,54 X Kr, Xe, I

и 1

1,03 0,65 0,63 0,36

0,068

0,012

E

2

2,11

2,14 2,15 2.10 2,03

"2

4,72

4,37 5,39 3,05 0,81 0,51

E

3

1,50 1,50 1,47

1,46 1,42 1,37

Из

10,32

9,74 14,40 9,27 6,37 3,10

E

i

0,84

0,84 0,83 0,76

0,74

H

i

42,79

43,92 44,29 45,30

38,19 40.91

E

5

0,48

0,48 0,48 0,48 0,47 0,46

п

5

22,53

23,00 35,67 23,42

26,31

25,28

E

6

0,15 0,15

0,14

0,13 0,13

0,11

"в

17,24 16,86

25,51

17,08 27,14

29,23

E

1

0,03

0,03 0,03 0,03 0,03 0,03

I

1

1,40 1,46 • 2,38 1,56 1,12 0,96

Е,

МэВ/расп.

0,779

0,761

0,743

0,721 0,601

0,505

B

ay

,

мкЗв •

м /(год

•

Бк) 1,66 1,62 1,58

1,54

1,28 1,08

B

ay

, бэр • м

3

/(с

•

Ки) 0,196 0,190 0.186 0,180 0,150 0,126

Таблица

2.8.

Удельная активность основных продуктов деления ВВЭР-440

,с/,

Бк/т U [12]

Нуклид

Т

т

Выдержка

t

Нуклид

Т

т

0 1 сут 120 сут

1 год

3

года

10 лет

85

Kr

10,74

года

4,24+14

4,15+ 14

3,97+14 3,49+14 2,22+

14

89

Sr

50,5

cyt

2,82+16 2,82+16 5.43+15

1,88+14

8,40 + 09

90

Sr

28,5

года 2,58+15 2,58+15 2,55+

15

2,52+15

2,40 + 15

2,02+15

95

Zr 63,98

сут

5,04+16 5,04+16 1,37+16

9,67+14

3,55+11

95

Nb

35,15 сут

5,02+16 5,02+

16

2,47+16 2,10+15 7,88+11

18

Продолжение табл. 3.13

Нуклид

T

112

Выдержка

t

Нуклид

T

112

0 1 сут 120 сут

1 год

3

года

10 лет

99

Mo 66,02

ч

5,68+

16

.5,67+16

4.15 + 3

—

103

Ru

39,35

сут

4,82+

16

4,74+16 5,83+15 7,78+13

2,03 + 08

—

106

Ru 368,2

сут

1,65+ 16

1,65

+ 16

1,32+16 8,32+15

2,10+15

1,71 + 13

u0m

Ag 250,4

сут

1,12+14

8,02+13 4,07+13 5,40+12

4,57 + 09

125

Sb

2,77

года 2,05+14

2,05+14

1,92+14 1,62+14

9,84+13 1,71

+ 13

127

Te

109 сут

4,23+14 4,23+14

2,05+14

4,31 + 13

4,16+11

3,65 + 04

127

Te

9,35 ч

2,56+15 2,56+15

2,01 + 14

4,23+13 4,07+11

3,58 + 04

132

Te

78,2 ч

4,40+16 4,40+16 3,61+05

— — —

131 J

8,04 сут

3,08+16 3,08+16 1,03

+ 12 6,90 + 02

— —

134

Cs 2,062 года 1,91

+ 15

1,91

+ 15

1,72+15 1,36+15 6,97+14 6,63+13

137

Cs

30,17

года 3,44+15 3,44+15

3,41 + 15

3,36+15

3,21 + 15

2,73+15

140

Ba

12,79 сут

5,44+16 5,44+16

8,15+13

1,39 + 08

— —

140

La 40,22

ч

5,58+16 5,58+16

9,38+13

1,60 + 08

— —

141

Ce 32,5 сут

5,07+16

5,07+16 3,94+15 2,12+13

3,67 + 06

—

143

Pr

13,58 сут

4,66+16 4,66+16 1,14+14 4,21+08

— —

144

Ce 284,3

сут

3,82+16 3,82+16

2,85+16 1,57+16 2,64+15

5,21 + 12

144

Pr

17,28 мин

3,84+16

3,84+16 2,85+16 1,57+16 2,64+15

5,21 + 12

147

Pm

2,62

года

5,72+15 5,72+15

5,46+15 4,57+15

1,20 + 07

—

154

Eu

8,5

года

3,21 + 14 3,21 + 14

3,12+14 2,96+14

2,51 + 14

1,42+14

Таблица

2.9.

Удельная активность основных продуктов деления ВВЭР-1000

si

m

, Бк/т U |121

Нуклид

T

112

Выдержка

1

Нуклид

T

112

0

1 сут

120 сут

1 год

3

года

10 лет

85

Kr

10,74

года

5,78+14 5,78+14 5,66+14 5,42+

14

4,77+14

3,03+14

89

Sr

50,5 сут

4,04+16 3,98+16 7,78+15

2,70+14

1,20+10

—

90

Sr

28,5

года 3,51

+

15 3,51

+

15 3,48+15 3,43+15

3,26+15 2,75+15

95

Zr

63,95

сут

7,29+16 7,21

+ 16

1.99+16 1,40+15 5,14+11

2,75+15

95

Nb

35,15 сут

7,23+16 7,23+16 3,57+16 3,03+15 1,14+12

1,09 + 00

99

Mo 66,02

ч

8,28+16 8,28+16 6,11+03

— — —

103

Ru

39,35

сут

7,08+16 7,08+16 8,55+15 1,14+14

2,97 + 08

—

106

Ru 368,2

сут

2,37+16 2,37+16 1,89+16 1,19+16 3,02+15

2,46+13

''

0

Ag

250,4

сут

1.90+14 1.90+14 1,36+14

6,92+13 9.18+12

7,78 + 09

125

Sb

2,77

года 2,84+14 2,84+14 2,66+14 2,25+14

1.36+14

2,36 +

13

127m

Te

109 сут

6.08+14 6,08+14 2,95+

14

6,21

+

13 5,98+11

5,25 + 04

127

Te

9,35 ч

3,72+15 3,72+15 2,89+14 6,08+13

5,86+11

5,15 + 04

132

Te

78,2 ч

6,41

+

16 6,41

+

16

5,25 + 05

— — —

131

I 8,04 сут

4,49+16

4.49+16

1,50+12

1,01

+ 03

— —

134

Cs 2,062 года 2.60+15 2,60+15 2,34+15 1,85+15 9,49+14

9,02+13

137

Cs

30,17

года 4,69+15 4,69+15

4,65+15

4,58+15

4,38+15

3,73 +

15

140

Ba

12,79 сут

7,93+16 7,93+16

1.19+14

2,03 + 08

— —

140

La 40,22

ч

8,19+16 8,19+16

1,37+14

2,34 + 08

— —

141

Ce

32,5 сут

7,36+16 7,36+16 5,73+15 3,08+13

5,33 + 06

—

143

Pr

13,58 сут

6,77+16 6,77+16

1,65+14

6,11

+ 08

— —

144

Ce 284,3

сут

5,44+16 5,44+16 4,06+16 2,24+16 3,77+15

7,43+12

144

Pr

17,28 мин

5,50+16 5,50+16 4,06+16 2,24+16 3,77+15

7,43+12

147

Pm

2,62

года 7,05+15 7,05+15 6,78+15 5,68+15 3,35+15 5,26+14

154

Eu

8,5

года

4,93+14 4,93+14 4,80+14 4.54+14 3,86+14

2.18+14

19

Таблица

2.10

Удельная активность основных продуктов деления РБМК-1000

sf„, Бк/т U |121

Нуклид

т

Выдержка

t

Нуклид

т

0 1 сут 120 сут

1 год

3

года

10 лет

85

Kr

10,74

года 3,29+14

3,29+14 3,19+14

3,094

14

2,71

+

14 1,73 + 14

89

Sr

50,5 сут

1,25 +

16 1,25+16

6,85 + 7 2,06 + 7

1,79 + 5

90

Sr

28.5 сут

2,00+15 2,00+15 1,97+15 1,95+15 1.86+15

1,57+15

95

Zr 63,95

сут

2,64+16 2.63+16 3,75+15

5,05 +

14

1.86+11

95

Nb

35,15 сут

2,74+16 2,74+16 1,30+16

1,10 +

15

4,12+11

99

Mo

66,02

ч

2,96+16 2,96+16

- — —

103

Ru 39,95

сут

2.84+16 2,84+16 3,43+15 4,59+13

1,19 + 08

106

Ru 368,2

сут

1,48 +

16

1,48+16

1,18+16 7,44+15 1,88+15 1,53+13

n°

m

Ag 250,4

сут

1,01

+ 14

1,01

+ 14

7,24+13 3,67+13

4,87+12 4,13

+ 09

125

Sb

2,77

года

2,24+14 2,24+14

2.08+14 1,76+14 1,07+14 1,85+13

127m

Te

109 сут

2,97+14

2,97+14 1,43+14 3,02+13

2,91

+

11

2,56 + 04

131

Te 9,35 ч

1,62+15

—

— —

132

Te

78,2 ч

2,33+16 2,33+16

— —

131 J

8,04 сут

1.67+16

1,67+16

—

134

Cs 2,062 года

1,61

+

15 1,61

+

15 1,45+15 1,14+15

5,88 +

14

5,59+13

131

Cs

30,17

года 2,89+15 2,89+15 2,87+15

2,83+15

2,70+15

2,30+15

140

Ba

12,79 сут

2,80+16 2,80+16

— — — —

140

La 40.22

ч

2.92+16

2,92+16

— —

141

Ce

32,5 сут

2,64+16

2,64+16 2,05+15 1,10+13 1,91+06

143

Pr

13,58 сут

2,35+16 2,35+16

—

— — —

144

Ce 284,3

сут

2,53+16 2,53+16 1,89+16 1,04+16

1,75+15 3,45+12

144

Pr

17,28 мин

2.54+16 2.54+16

— — —

—

141

Pm 2,62

года

4,31

+

15 4,31

+

15 4,06+15 3,40+15 2,01

+

15

3,16+14

154

Eu

8,5

года

2,10+14 2,10+14

2,05+14

1,94+ 14

1,65 +

14 9,31

+

13

Таблица

2.11.

Концентрация

q

m

и

удельная активность

л/

т

основных долгожи-

вуших актиноидов облученного топлива отечественных реакторов

|12|

Нуклид

T

1

12,

годы

ВВЭР-440

ВВЭР-1000

РБМК-1000

Нуклид

T

1

12,

годы

г/т U Бк/т U

Чт,

г/т U

Бк/т U

<jT

m

,

г/т U

Бк/т U

235

U

6,85 + 8

1,27 + 4

1,06 + 9

1,23 + 4

1,02 + 9

2,94 + 3 2,44 + 8

236

U

2,34 + 7 4,28 + 3

1,04+10

5.73 + 3 1.39 + 10

2,61+3

6,31+9

238

U

4,47 + 9 9,42 +

5 1,18+10

9,29 +

5 1,17+10

9,62 + 5

1,21

+ 10

238

Pu 8,77+1 7,56+1*

4,85+13

1,26 + 2

8,08+13 6,86+1

4,39+13

7,41 +

1 4,75+13

1.22 + 2

7,82+13

6,84+1 4,38+13

239

Pu

2,41+4

5,49 + 3

1,25+13

5,53 + 3

1,28+13

2,63 + 3

6,11 + 12

240

Pu

6,54+4

1,98 + 3

1,70+12

2,42 + 3

2,06+12

2,19 + 3

1,87+12

241

Pu 1,52+1 1,25

+ 3

4,56+15

1,74 + 3

6,35+15

7,13 + 2

2,60+15

7,97 + 2 2,91 + 15 9.60 + 2

3,50+15

4,53 + 2

1,65+15

241

Am

4,33 + 2 6,51 +

1

8,33 + 12

7,16+1

9,16+12

3,57+1

4,57+12

5,17 + 2

6,62+13

6,16+2 7,88+13

2,93 + 2

3,75+13

242

Pu

3,76 + 5

3,70 + 2

5,44+10

5,82 + 2

8,55+10

5,08 + 2

7,47+10

242m

Am

1,52 + 2

2,62-1 9,54+10

2,64-1

9,61 + 10

3,38-1 1,23+11

2,51-1

9,14+10 2,53-1

9.21 + 10

3,24-

1 1,18

+ 11

242

Am 1,83-3

3,13-6 9,46+10 3,16-6

9,55+10 4,05-6 1,22+1!

3,00-6 9,07+10 3,03-6 9,16+10

3,88-6 1,17+11

242

Cm 0,446

4,33 + 0

5,37+14

6,10 + 0

7,56+14

5,21+0

6,46+14

0,446

6,12-4 7,59+

10

6,18-4

7,66+10

7,90-4 9.86+10

243

Am

7,38 + 3 6,93 +

1

5,18+11

1,20 + 2

8,96+11 7,38+1

5,51 + 11

20

Гусев Н.Г., Беляев В.А. Радиоактивные выбросы в биосфере

Подождите немного. Документ загружается.