100 вопросов и ответов об атомной энергентике и ядерном топливе

1942 года в Чикаго. Это устройство, названное СР-1, состояло из	Новые АЭС активно строились в многих странах. К 1985 году в
графитовых блоков, между которыми были расположены шары	мире насчитывалось уже 333 действующих и 187 строящихся
из природного урана и его двуокиси. Быстрые нейтроны, появ-	ядерных энергоблоков. Однако затем темпы строительства но-
ляющиеся после деления ядер урана-235, замедлялись графитом	вых АЭС стали снижаться (см. рис. ХХ В1) – и по финансово-эко-
до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления ядер.	номическим причинам, и из-за недостаточной проработаннос-
Четыре года спустя, 25 декабря 1946 года И.В. Курчатов в Москве	ти вопросов обращения с отработанным ядерным топливом, и
вывел на мощность первый реактор в Европе и Азии. Реактор	вследствие активного противодействия антиядерных движений
Ф-1 набран из графитовых блоков и имеет форму шара, в цен-	«зеленого» толка. Авария 1986 года на Чернобыльской АЭС мно-
тральной части которого размещены урановые стержни. Про-	гократно усилила эти тенденции. В результате к 2006 г. суммар-
веденные на нем исследования стали основой проектов более	ное мировое количество ядерных энергоблоков – 470 (443 дейс-
сложных по конструкции промышленных реакторов.	твующих и 27 строящихся) – заметно уступает даже показателю
К сожалению, следующие несколько лет были временем «во-	конца 1984 г. (520).
енного атома». 16 июля 1945 года в пустыне штата Нью-Мехико	В настоящее время рост мировых потребностей в электроэнер-
была испытана первая в мире атомная бомба. Уже 6 августа того	гии снова поставил на повестку дня вопрос о строительстве но-
же года бомба на основе урана-235 смела с лица земли Хироси-	вых АЭС. Сказывается постепенное истощение мировых запасов
му, а 9 августа - Нагасаки. Над СССР нависла недвусмысленная	углеводородов и негативное влияние «парниковых» выбросов
угроза. Ответ на нее был дан 29 августа 1949 года взрывом пер-	теплоэлектростанций (вызвавшее к жизни Киотский протокол).
вой бомбы на Семипалатинском полигоне.	О планах строительства АЭС заявляют все новые и новые страны.
Мирный же атом начал свою созидательную работу 26 июня 1954	Это явление уже назвали «ядерным ренессансом». Таким обра-
года, когда дала ток первая в мире АЭС в подмосковном Обнинс-	зом, мы стоим на пороге открытия новой страницы в истории
ке. Она была оснащена уран-графитовым канальным реактором	мирного атома…

сводяным теплоносителем. Инициатором и непосредственным руководителем ее создания стал академик И.В. Курчатов. Идеи конструкции его активной зоны была предложена им совместно

спрофессором С.М. Фейнбергом. Главным конструктором стал академик Н.А. Доллежаль.

Топливо для этого энергоблока было произведено на заводе № 12 (ныне – «Машиностроительный завод») в г. Электросталь Московской области, перепрофилированного из оборонного предприятия. Потом были созданы и другие заводы отрасли, освоены урановые месторождения в Средней Азии, Казахстане, Украине, Забайкалье. В 50-е были введены в строй и другие гиганты ядерно-топливного комплекса страны – Новосибирский завод химконцентратов, Чепецкий механический завод (г. Глазов), Красноярский химико-металлургический завод и др.

100

101

Приложение 2.

Основные определения и физические принципы

(немного физики для тех, кто хочет разобраться чуть основательнее)

Элемент – это химически чистое вещество, занимающее определенное место («клетку») в Периодической таблице Д. И. Менделеева. Примеры элементов: водород (химический символ Н, 1-е место), олово (Sn, 50-е), уран (U, 92-e).

Атом – это мельчайшая частица элемента, еще сохраняющая его химические свойства.

Атомное ядро (нуклид) – составная часть структуры атома, находящаяся в его центре, обладающая ничтожным, в сравнении с общим объемом атома, размером, но содержащая почти всю его массу и энергетические запасы.

Атомное ядро состоит из двух видов элементарных (далее неделимых) частиц: протонов и нейтронов, обладающих примерно одинаковой массой и связанных очень мощными силами особой природы (ядерными). Нейтрон электрически нейтрален, протон имеет единичный положительный заряд. Поскольку атом в целом электрически нейтрален, положительный заряд ядра (равный сумме единичных зарядов всех его протонов) уравновешивается таким же по величине, но противоположным по знаку зарядом всех отрицательно заряженных электронов рассматриваемого атома. При этом число как протонов в ядре, так и электронов в атоме элемента соответствует его номеру в таблице Менделеева. Так, в ядре урана 92 протона, а в его атоме – 92 электрона.

Изотоп (какого-либо элемента) - атомы, имеющие в составе ядра одинаковое число протонов (поскольку речь идет об одном и том же элементе), но различное – нейтронов, отчего массы ядер, естественно, различаются. Так, элемент уран имеет, среди других, два важных для дальнейшего рассмотрения изотопа – уран-235 (в ядре его атома 92 протона и 143 нейтрона) и уран-238 (92 и 146).

Строго говоря, понятие изотопа не имеет смысла вне упоминания элемента (например, «изотопы урана»), но на практике довольно часто оно используется и применительно к отдельным атомам и ядрам (обычно радиоактивным). Поскольку химические свойства атома определяются числом электронов в нем, у изотопов любого элемента они одинаковы. Однако их ядерные свойства могут различаться очень значительно, как, например, для изотопов урана.

Атомная, или ядерная, энергия – энергия, выделяющаяся в ходе превращений атомных ядер (ядерных реакций) и технически используемая.

В настоящее время для этого существуют три физически различных способа. Первый основан на использовании энергии, выделяемой при радиоактивном распаде некоторых нестабильных (радиоактивных) ядер. Примером являются радионуклидные термоэлектрические генераторы (РИТЭГи), используемые для энергоснабжения необслуживаемых или малообслуживаемых устройств и систем (космические аппараты, навигационное оборудование и т. д.). Принцип их действия основан на преобразовании тепла радиоактивного распада в электрическую энергию. Другим типом радионуклидного источника энергии является атомные (ядерные) батареи, основанные на прямом преобразовании ядерной энергии в электрическую путем непосредственного сбора электрически заряженных частиц – продуктов радиоактивного распада.

Вторым способом использования ядерной энергии является ядерный синтез – слияние двух легких ядер в одно, более тяжелое. По удельному (на единицу массы исходного ядерного горючего) энерговыделению синтез существенно превосходит все другие способы, однако пока управляемой термоядерной реакцией человечество овладело не до конца. В ближайшем будущем рассчитывать на масштабное развитие термоядерной энергетики, к сожалению, не приходится.

Наконец, третий способ базируется на использовании энергии, выделяющейся при делении наиболее тяжелых ядер (в первую

102

103

очередь – урана) на два ядра-осколка. Именно этот способ лежит в основе современной промышленной атомной энергетики. Деление ядер – реакция, в которой тяжелое ядро (например, урана или плутония), захватив нейтрон, распадается на два ионизированных (положительно заряженных) ядра-осколка сравнимой массы. Под действием силы кулоновского отталкивания осколки разлетаются, в итоге некоторая часть внутриядерной энергии переходит в кинетическую энергию их разлета. Пробег таких осколков в веществе невелик (микроны), поэтому при торможении происходит интенсивный нагрев сравнительно небольшого объема этого вещества. Локализовав реакцию деления в таком объеме и предусмотрев систему теплосъема, можно использовать выделяющееся тепло в технических целях.

Важнейшая физическая особенность реакции деления тяжелых ядер состоит в испускании при развале ядра на два осколка еще

иновых нейтронов, причем статистически их число оказывается заметно выше числа делений. Так, на 10 делений ядер урана испускается в среднем 24 нейтрона, плутония – 29 и т. д. Это позволяет создать такую физическую систему, в которой каждое деление будет вызывать несколько новых делений, каждое из которых вызовет еще несколько новых и др. Такой процесс называется цепной реакцией деления (рис. В2). При определенных условиях ею можно управлять, увеличивая число делений в единицу времени, уменьшая его или же поддерживая на некотором постоянном уровне. Для этого надо уметь регулировать число нейтронов в объеме, где происходит деление тяжелых ядер.

Однако цепная реакция деления развивается в веществе, содержащем уран или плутоний, далеко не всегда. Ее нельзя, например, вызвать в урановой руде. Для развития цепной реакции деления необходима определенная совокупность физических и геометрических характеристик системы – массы делящегося материала, его плотности, пространственной конфигурации, наличия либо отсутствия веществ, замедляющих или поглощающих нейтроны

идр. Такая совокупность называется критической массой, а инженерная конструкция, реализующая, в той или иной форме, пе-

речисленные требования для ее достижения – критической системой. С моментом достижения системой состояния критичности, она, с точки зрения производства энергии, перестает нуждаться в каком-либо воздействии извне – надо только уметь регулировать скорость энерговыделения. Однако так будет продолжаться, лишь пока сохраняются условия критичности. В частности, если количество делящегося материала в системе уменьшается ниже некоторого предела, то цепная реакция прекращается, несмотря на то, что оставшееся количество еще достаточно велико. То же происходит, если в критическую систему искусственно вводится неделящийся материал, интенсивно поглощающий нейтроны без деления.

Теперь можно сформулировать основные физические и инженерные подходы и требования к конструкции установки для получения и технического использования ядерной энергии в процессе деления тяжелых ядер нейтронами:

- делящийся материал должен быть компактно сконцентрирован в локальном объеме, обеспечивающем как достижение критической массы и критическ ого состояния, так и теплосъема выделяющейся энергии с последующим использованием полученного тепла; - конструкция этого объема должна учитывать необходимость об-

новления делящегося материала после выгорания избытка над критической массой или в предвидении этого; - конструкция должна предусматривать возможность регулирова-

ния количества нейтронов в системе (т. е. уровень выделяемой мощности) путем введения в критическую систему материалов и веществ, интенсивно поглощающих нейтроны без деления, или путем регулирования утечки нейтронов за пределы системы.

Все эти принципы учтены при создании ядерных реакторов – устройств для промышленного получения и использования атомной энергии, а также ядерного топлива – конструктивно оформленной совокупности делящихся и иных материалов, позволяющей реализовать в некотором объеме цепную реакцию и управлять ею.

104

105

Приложение 3.

Словарь терминов и сокращений, применяемых в ядерной энергетике

А

АЗ (сокр. от «аварийная защита») - система защиты ядерного реактора, предотвращающая развитие на нем аварийной ситуации.

Авария проектная/запроектная - состояние объекта атомной объекта, характеризующееся нарушением пределов и/или условий безопасной эксплуатации, предусмотренных/не предусмотренных проектом (например, вызванных не учитывавшимися для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отягчающими факторами).

Активированные вещества - вещества, которые становятся радиоактивными в результате длительного облучения нейтронным потоком, например, в ядерном реакторе или ускорителе.

Активная зона - основная часть реактора, где происходит управляемая цепная реакция. Именно в нее загружается ядерное топливо.

Активность — число самопроизвольных ядерных распадов в данном количестве радиоактивного материала за единицу времени. Измеряется в беккерелях (Бк) или кюри (Ки).

Актиниды — общее название элементов с атомными номерами от 89 до 103. Первые четыре элемента в этом ряду (актиний, торий, протактиний и уран) встречаются в природе, другие (так называемые трансурановые элементы) могут быть получены только искусственным путем, в результате ядерных реакций.

Альфа-излучение — вид ионизирующего излучения, которое формирует поток положительно заря женных частиц (альфа-частиц), испускаемых при радиоактивном распаде и ядерных реакциях.

Альфа-частица - положительно заряженная частица, выделяющаяся из ядра атома во время радиоактивного распада. Альфа-частицы являются ядрами гелия и содержат 2 протонаи 2 нейтрона.

Аннигиляция — взаимодействие элементарной частицы и античастицы, в результате которого они исчезают, а их энергия превращается в электромагнитное излучение

Антидебризный фильтр – специальный фильтр, задерживающий посторонние примеси в теплоносителе (вода) и способствующий более длительной эксплуатации топливных кассет.

Античастица — элементарная частица, идентичная по массе, времени жизни и другим характеристикам ее «двойнику» - нормальной частице, но отличающаяся от нее знаком элект-

рического заряда, магнитного момента и некоторыми другими характеристиками.

АПН — аварийный питательный насос, подает питательную воду в случае аварии.

Атом - частица материи, которую невозможно разрушить химическими средствами. У атомов есть ядро, состоящее из положительно заряженных протонов и незаряженных нейтронов такой же массы. Положительные заряды протонов уравновешиваются некоторым количеством отрицательно заряженных электронов, которые вращаются вокруг ядра.

Атомная масса — масса атома химического элемента, выраженная в атомных единицах массы (а.е.м.). За 1 а.е.м. принята 1/12 часть массы изотопа углерода с атомной массой 12. 1а.е.м.=1,6605655×10-27 кг. Атомная масса складывается из масс всех протонов и нейтронов в данном атоме

Атомная энергетика — отрасль энергетики, использующая ядерную энергию для целей электрификации и теплофикации.

Атомное законодательство – комплекс законов и законода-

106

107

тельных актов, определяющий общественные отношения при использовании атомной энергии.

Атомное ядро — положительно заряженная центральная часть атома, вокруг которой вращаются электроны и в которой сосредоточена практически вся масса атома. Состоит из протонов и нейтронов.

Атомоход - общее название судов с ядерной силовой установкой.

АЭС - атомная электростанция, промышленное предприятие по производству электроэнергии.

Б

БАЗ — быстродействующая аварийная защита реактора.

Базовая нагрузка - часть спроса на электроэнергию, которая постоянна и не меняется в течение 24 часов, приблизительно равна минимальной дневной нагрузке.

Барабан-сепаратор — специальный сосуд для отделения пара от капелек воды, уносимых при бурном кипении вместе с потоком пара из активной зоны реактора (на атомной станции с реактором РБМК).

Бассейн-барботёр - резервуар внутри защитной оболочки реактора, содержащий холодную воду или лёд, часть системы аварийной защиты реактора.

Бассейн выдержки — хранилище с водой, размещаемое на реакторной площадке атомной станции для временного хранения отработавшего ядерного топлива.

Беккерель (Becquerel, Bq или Бк) - единица измерения СИ активности радиоактивных изотопов, названа по имени французского физика Анри Беккереля (A.A. Becquerel), 1 Бк соответствует 1 распаду в секунду;

Бета-частица - частица, которая выделяется из атома во время

радиоактивного распада. Бета-частицы могут быть как электронами (с отрицательным зарядом), так и позитронами.

Биологическая защита - масса поглощающего материала, расположенная вокруг реактора или радиоактивного материала для уменьшения облучения (особенно нейтронами и гамма-лу- чами соответственно) до уровня, безопасного для людей.

Битумирование радиоактивных отходов — отверждение жидких концентрированных или сухих радиоактивных отходов путем смешения их с расплавленным битумом и термического обезвоживания полученной смеси.

Блок АЭС - часть АЭС, включающая энергетический реактор и его инфраструктуру.

БН - реактор на быстрых нейтронах, в котором теплоносителем первого и второго контуров является натрий, третьего контура - вода и пар. В России эксплуатируется на Белоярской АЭС.

Боросиликатное стекло - особая форма укрепленного прочного стекла, которое используется для того, чтобы уменьшить подвижность радиоактивных отходов перед их хранением. Химический состав боросиликатного стекла обеспечивает высокую сопротивляемость повреждениям, нагреванию и химическому воздействию.

БПВ — бак питательной воды.

Бридер — см. Реактор-размножитель.

Быстрые нейтроны — нейтроны, кинетическая энергия которых выше некоторой определенной величины. Эта величина может меняться в широком диапазоне и зависит от применения (физика реакторов, защита или дозиметрия). В физике реакторов эта величина чаще всего выбирается равной 0,1 МэВ.

Бэр (биологический эквивалент рада) — внесистемная единица эквивалентной дозы. 1 бэр = 0,01 Зв.

108

109

В

Ввод в эксплуатацию – процесс начала функционирования АЭС, включающий предпусковые наладочные работы, физический и энергетический пуск и завершающийся сдачей АЭС в промышленную эксплуатацию.

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор, в котором в качестве теплоносителя и замедлителя используется вода. Самый распространенный тип реакторов АЭС России, имеет две модификации – ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

Внешнее облучение — облучение тела от находящихся вне его источников ионизирующего излучения.

Внутреннее облучение — облучение тела от находящихся или попавших внутрь источников ионизирующего излучения.

Вода легкая — обыкновенная вода, используемая в качестве замедлителя и рабочего тела ядерного реактора.

Вода тяжелая (D2О) – вода с особыми свойствами, является лучшим замедлителем, поскольку почти не поглощает тепловых нейтронов.

Воспроизводящий материал — материал, содержащий один или несколько воспроизводящих нуклидов, которые способны прямо или косвенно превращаться в делящиеся за счет захвата нейтронов (уран-238 и торий-232).

Вторичное ядерное топливо - к вторичному ядерному топливу относят плутоний-239 и уран-233, образующиеся в ядерных реакторах из урана-238 и тория-232 при поглощении нейтронов.

Выбросы радиоактивные - газовые, аэрозольные выбросы и жидкие сбросы, которые содержат радиоактивные вещества, на объектах ядерной энергетики.

Вывод из эксплуатации - вывод реакторной установки из эксплуатации, а также последующие действия по обеспече-

нию ее безопасного демонтажа, утилизации оборудования и дальнейшего использования площадки.

Выгорание ядерного топлива — снижение концентрации лю-

бого нуклида в ядерном топливе вследствие ядерных превращений этого нуклида при работе реактора.

Выгорающий поглотитель – введенный в критическую систему материал, интенсивно поглощающие нейтроны, компенсирующие избыточную критическую массу делящегося материала в начальный период ее работы и выгорающие с течением времени;

Высокоактивные отходы — радиоактивные отходы, образующиеся при переработке отработавшего ядерного топлива и содержащие продукты деления, актиниды и трансурановые

отходы, а также компонент самого отработавшего топлива ядерных реакторов (если оно не перерабатывается).

Высокообогащенный уран — уран с содержанием изотопа урана-235 по массе равным или более 20%.

Г

Газодиффузионная разделительная технология - процесс разделения изотопов, основанный на различной скорости проникновения газов с различной молекулярной массой через микропористую перегородку, применяется для обогащения урана.

Гамма-излучение - высокоэнергетическое электромагнитное излучение от атомного ядра, идентичное рентгеновским лучам.

Гарантии МАГАТЭ – международная система контроля, установленная в рамках международной политики нераспространения ядерного оружия система проверки, применяемая к мирному использованию ядерной энергии, осуществление которой

110

111

возложено на Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) в соответствии с Уставом агентства, Договором о нераспространении ядерного оружия и Договором о запрещении ядерного оружия в Латинской Америке.

Гексафторид урана - химическое соединение урана, которое при определенных условиях может находиться в газообразном состоянии. Используется в качестве исходного материала при обогащении урана;

Генетические последствия излучения — нежелательные ра-

диационные последствия воздействия ионизирующих излучений на живой организм, связанные с изменением его наследственных свойств и проявляющиеся у потомства облученного организма.

Гидрометаллургическая переработка урановой руды — из-

влечение урана и его соединений из природной руды при помощи водных растворов химических реагентов с последующим избирательным выделением урана из этих растворов. Основной метод химического обогащения урановой руды и получения уранового концентрата, в результате которого происходит изменение состава минералов.

Глубина выгорания — доля первоначального количества ядер данного типа, которые испытали ядерное превращение в реакторе при воздействии нейтронов (выражается в МВт х сут./кг. U).

ГОК – горно-обогатительный комбинат.

Графит — минерал, одна из кристаллических форм углерода. В ядерных реакторах в качестве замедлителя нейтронов используется графит ядерной чистоты (из которого удалены вещества, поглощающие нейтроны).

Грэй - единица измерения поглощенной ионизирующей радиации в системе СИ, где 1 грэй (Гр) представляет поглощение одного джоуля энергии на килограмм ткани.

ГТУ — газотурбинная установка.

ГЦН — главный циркуляционный насос.

Д

Дезактивация — удаление радиоактивного загрязнения с рабочих поверхностей и обезвреживание радиоактивных отходов химическим, химико-механическим, электрохимическим или иным способом.

Дейтерий — «тяжелый» изотоп водорода с атомной массой 2.

Деление ядер - расщепление тяжелого ядра на два, сопровождаемое выделением относительно большого количества энергии и обычно одного или двух нейтронов.

Делящийся материал — материал, содержащий один или несколько делящихся нуклидов и способный при определенных условиях обеспечить достижение критичности.

Делящийся нуклид — нуклид, способный претерпеть ядерное деление в результате взаимодействия с медленными нейтронами. Существуют три наиболее важных делящихся нуклида, представляющих интерес в ядерной энергетике. Один из них (уран-235) существует в природе, а два других (уран-233 и плутоний-239) являются искусственными.

Демонстрационный реактор — тестовый ядерный реактор новой конструкции, на котором обосновывается целесообразность эксплуатации реакторов подобного типа.

Детектор ионизирующего излучения — чувствительный эле-

мент средства измерений, предназначенный для регистрации ионизирующего излучения.

Диоксид урана - химическое соединение, основа ядерного топлива. В качестве порошка применяется для изготовления топливных таблеток;

112

113

Дистанционирующая решетка – элемент тепловыделяющей сборки.

Доза - энергия, поглощаемая тканью от ионизирующей радиации. Один грэй равняется одному джоулю на килограмм, но доза варьируется в зависимости от воздействия различных видов излучения, и, таким образом, зиверт - это единица дозового эквивалента, используемая при установлении стандартов облучения.

Дозиметр — прибор для измерения поглощенной дозы или мощности дозы ионизирующего излучения.

Дозиметрия — область прикладной ядерной физики, в которой изучают физические величины, характеризующие действие ионизирующего излучения на различные объекты.

Дозовые затраты — сумма индивидуальных доз излучения персонала, полученных или планируемых при выполнении работ по эксплуатации, обслуживанию, ремонту, замене или демонтажу оборудования ядерной установки, например, атомной станции.

Допустимый выброс (радиоактивных веществ) — установленное для ядерной установки (например, атомной станции) значение активности радионуклидов, удаляемых за календарный год в атмосферный воздух через систему вентиляции.

Допустимый сброс (радиоактивных веществ) — установленное для ядерной установки (например, атомной станции) значение активности радионуклидов, поступающих во внешнюю среду со сточными водами.

Дочерние продукты распада радона - продукты распада радо-

на-222 (Po-218, Pb-214, Bi-214, Po-214).

Е

Естественный фон — ионизирующее излучение, состоящее из космического излучения и ионизирующего излучения естест-

венно распределенных природных радионуклидов (на поверхности Земли, в воздухе, продуктах питания, воде, организме человека и др.).

Ж

ЖРО — жидкие радиоактивные отходы.

З

Закись-окись урана (U3O8) – нестехиометрическое соединение, имеющее несколько модификаций в зависимости от условий приготовления, образуется при окислении на воздухе диоксида урана и при прокаливании на воздухе любого оксида урана, гидрата оксида или соли урана и летучего основания или кислоты.

Замедлитель - материал, например, легкая или тяжелая вода или графит, используемый в реакторе для замедления быстрых нейтронов путем столкновения с более легкими ядрами для того, чтобы способствовать дальнейшему делению.

Замкнутый ядерный топливный цикл — ядерный топливный цикл, в котором отработавшее ядерное топливо, выгруженное из реактора, перерабатывается для извлечения урана и плутония для повторного изготовления ядерного топлива.

Захоронение радиоактивных отходов — безопасное раз-

мещение радиоактивных отходов в специальных хранилищах, сводящее к минимуму вредное воздействие на окружающую среду.

Защитная оболочка реактора — техническое средство,

предусмотренное для предотвращения выхода недопустимых количеств радиоактивных веществ из ядерного реактора в окружающую среду даже при аварии.

Защитные системы (элементы) безопасности - технологи-

ческие системы (элементы), предназначенные для предотвращения аварий на АЭС.

114

115

Зиверт (Sievert, Зв) - единица эквивалентной и эффективной дозы излучения в системе СИ, названа в честь шведского учено-

го Г.Р.Зиверта (G.R.Siewert ).

Зона воспроизводства — часть ядерного реактора, содержащая воспроизводящий материал и предназначенная для получения в ней вторичного ядерного топлива.

И

Изотоп - атомная форма элемента, имеющего определенное число нейтронов. Различные изотопы элемента имеют одинаковое число протонов, но различное количество нейтронов и, таким образом, различную атомную массу, напр. U-235, U-238. Некоторые изотопы являются нестабильными и распадаются, образуя затем изотопы других элементов.

Индивидуальная доза излучения — эквивалентная доза излучения отдельного индивидуума.

Инертные радиоактивные газы — газообразные химически инертные продукты деления ядерного топлива в реакторе, включающие радионуклиды аргона, криптона, ксенона.

ИНЕС (INES) - международная шкала классификации ядерных инцидентов, введенная для оценки уровня их опасности. Имеет 8 уровней (нулевой плюс семь уровней опасности).

Ион - атом, электрически заряженный из-за потери или приобретения электронов.

Ионизация — образование положительных и отрицательных ионов из электрически нейтральных атомов и молекул.

Ионизирующее излучение - излучение, приводящее к ионизации атомов и молекул среды, разрыву химических связей. Ионизирующим является гамма-излучение, рентгеновское излучение, пучки электронов и позитронов, протонов, нейтронов, альфа-частиц.

Исследовательский реактор - ядерный реактор, используемый

116

для проведения фундаментальных и прикладных исследований и наработки радиоизотопной продукции (см. также экспериментальный реактор).

Источник ионизирующего излучения - объект или техничес-

кое устройство, содержащее радиоактивный материал, испускающий или способный в определенных условиях испускать ионизирующее излучение.

Исходный материал — материал, содержащий уран или торий с содержанием изотопов в том отношении, в каком они находятся в природном уране и тории; уран, обедненный изотопом урана-235, любое из вышеуказанных веществ в любой физической или химической форме.

ИТЭР (ITER, International Thermonuclear Experimental Reactor) - Международный термоядерный экспериментальный реактор, который строится на основе токамака международной группой ученых под эгидой МАГАТЭ. Предполагается, что он станет прообразом первой в мире термоядерной электростанции DEMO.

К

Канальный реактор — ядерный реактор, в активной зоне которого топливо и циркулирующий теплоноситель содержатся в отдельных герметичных технологических каналах, способных выдержать высокое давление теплоносителя.

Карбиды урана — соединения урана с углеродом. Обладают электропроводностью, высокой твердостью, термической и химической стабильностью. Карбиды урана, обогащенные ура- ном-235, используются в качестве ядерного топлива.

Керамическое топливо — ядерное топливо, состоящее из тугоплавких соединений, например, оксидов, карбидов, нитридов.

КИУМ (Коэффициент использования установленной мощнос-
ти) – отношение фактической энерговыработки реакторной
установки за период эксплуатации к энерговыработке при
работе на номинальной мощности, характеризует эффектив-
ность и надежность работы АЭС.	117

Классификация отходов – процесс распределения отходов по специальным категориям, установленным для гарантии того, что произведенные отходы обрабатываются наиболее подходящим способом, гарантирующим защиту людей и окружающей среды.

Классы безопасности - классификация оборудования и систем АЭС по роли в обеспечении безопасности АЭС (к примеру, класс 1 - все оборудование первого контура, при повреждении которого могут возникнуть течи теплоносителя).

Кобальт-60 - радиоактивный изотоп, используемый как источник в строительстве (при проверке сварных швов) и медицине.

Кожух реактора - наружная металлическая оболочка реактора, внутри которой располагаются все его основные части: активная зона с замедлителем, отражатель и биологическая защита.

Коллективная доза - сумма индивидуальных доз, полученных за определенный период времени определенным числом людей от облучения определенным источником радиации.

Конверсия - химический процесс преобразования U3O8 в UF6 при подготовке к обогащению.

Кондиционирование – процесс преобразования радиоактивных отходов в стабильную твердую форму, обеспечивающую снижение их воздействия на окружающую среду во время транспортировки, хранения и захоронения.

Конечное состояние – установившееся контролируемое состояние систем и элементов АЭС после аварии.

Контейнер транспортный - контейнер, используемый для безопасной транспортировки отработавшего топлива и ядерных отходов высокого уровня активности.

Контейнмент – защитная бетонная герметичная оболочка реакторного зала.

Контроль радиационный — получение информации о радиационной обстановке в организации, в окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и

радиометрический контроль).

Корпус ядерного реактора — герметичный резервуар, предназначенный для размещения в нем активной зоны и других устройств, а также для организации безопасного охлаждения ядерного топлива потоком теплоносителя.

Корпусный реактор — ядерный реактор, активная зона которого находится в корпусе, способном выдержать давление теплоносителя и тепловые нагрузки. Высокое давление теплоносителя в легководных реакторах, которые по конструктивному исполнению являются корпусными, требует наличия прочного толстостенного стального корпуса.

Космическая радиация - энергетические частицы, в том числе протоны, которые попадают на Землю из открытого космоса.

Коэффициент размножения - характеристика цепной реакции деления, отражающая отношение количества нейтронов данного поколения к количеству нейтронов предыдущего поколения.

Критерии (пределы) безопасности - установленные нор-

мативно-техническими документами и/или органами Государственного надзора и контроля значения параметров и/или характеристик последствий аварий, при соблюдении которых обеспечивается безопасность АС.

Критическая масса - наименьшая масса топлива, в которой может протекать самоподдерживающаяся цепная реакция деления, определяется конструкцией и составом активной зоны и другими факторами.

Критическое состояние реактора — стационарное состояние реактора, при котором количество нейтронов не изменяется во времени (см. Коэффициент размножения эффективный).

Критичность - состояние, в котором способна поддерживаться ядерная цепная реакция.

Культура безопасности - квалификационная и психологическая подготовленность всех сотрудников АЭС, степень

118

119