Full resolution (JPEG) - On this page / på denna sida - H. 5. 31 januari 1956 - Strålskyddsfrågor, av Lars Carlbom
<< prev. page << föreg. sida << >> nästa sida >> next page >>
Below is the raw OCR text
from the above scanned image.
Do you see an error? Proofread the page now!
Här nedan syns maskintolkade texten från faksimilbilden ovan.
Ser du något fel? Korrekturläs sidan nu!
This page has never been proofread. / Denna sida har aldrig korrekturlästs.
i O januari 1956
95
man försöker arbeta på avstånd från strålkällan
för att dra nytta av intensitetsminskningen med
ökande avstånd;
man använder strålskydd, som helt absorberar
strålningen eller reducerar dess intensitet till en
ofarlig bråkdel.
I kraftproducerande reaktorer kan ett
tillfredsställande skydd lätt ordnas mot den momentana
strålningen under drift samt
klyvningsprodukternas strålning genom lämpligt sammansatta
skyddsväggar (vanligen huvudsakligen betong)
runt reaktorn; de är ca 3 m tjocka och försvagar
såväl y- som neutronstrålningen till ofarlig nivå.
De enda kanaler, som behövs i
reaktorstrålskyddet, är för chargering av bränsle samt för
manöverorgan. De kan utformas med proppar, så att
strålningsnivån ej är förhöjd utanför kanalerna.
Strålrisker av extern art uppstår därför
framför allt vid uttagning och transport av använda
bränsleelement samt vid underhållsarbeten, som
kan bli nödvändiga i reaktorns inre. Därför bör
bränsleelementen antingen kunna tas ut ur
reaktorn genom fjärrmanövrering, varvid
reaktorlokalen skall ha strålsäkra väggar, eller också
använder man lokalt skydd omkring varje
bränsleelement vid uttagningen. Möjligheterna att
utföra underhållsarbeten i de delar av reaktorns
inre, där neutronstrålningen under drift har hög
intensitet, betingas i de fall då
neutroninfång-ningen ger upphov till aktiva isotoper, av små
tvärsnitt för neutronabsorption i
konstruktionsmaterialen. Man bör också undvika ämnen, som
leder till aktiviteter med långa halveringstider.
Redan neutronekonomisynpunkter tvingar fram
ämnen med låga tvärsnitt i reaktorns kärna, men
även behovet av begränsning av den inducerade
aktiviteten bestämmer i vissa fall materialvalet.
Härvid är att märka, att förorening med mycket
små mängder av ämnen med höga
absorptionstvärsnitt kan ge större aktivitet än
huvudbeståndsdelarna i materialet. Därför krävs ibland
specialanalyser på föroreningar, som i andra
sammanhang är helt oväsentliga.
De interna riskerna vid normal funktion av
reaktorn bör vara små, och härrör huvudsakligen
från aktivt damm på bränsleelement, som vid
uttagning av dessa kan komma ut i
reaktorlokalen, samt från övrig luftburen aktivitet från
reaktorns inre. Svårare är de interna riskerna i
samband med läckor i höljena för bränslet, kylmediet
eller moderatorn. Reaktorn bör därför vara
utförd på sådant sätt, att dylika defekter på ett
tidigt stadium upptäcks genom
övervakningsinstrument. Dessutom bör undertryck råda inom
reaktorns strålskydd i förhållande till
reaktorlokalen, så att luftburen aktivitet från reaktorns
inre ej kan tränga ut.
För att ge en uppfattning om storleksordningen
av enbart klyvningsprodukternas aktivitet i en
reaktor, som gått vid konstant effekt så länge,
att radioaktiv jämvikt råder, brukar man
använda den approximativa formeln
A = 10 P/f*-2
där A är aktiviteten i curie, P effekten i watt och
t tiden efter reaktorns avstängning i sekunder4.
Omedelbart efter reaktorns avstängning har man
alltså 10 C/W. Med en effekt av 10 MW/t uran
får vi 105 C/kg uran i bränslet. Man kan beräkna,
att med hänsyn till de färska
klyvningsprodukternas ß-aktivitet endast ca 10"11 g av bränslet får
förekomma per kubikmeter luft i reaktorlokalen.
De största riskerna för såväl personalen vid
reaktorn som för kringboende befolkning
uppstår, om reaktorn skulle gå ur kontroll på ett
sådant sätt, att bränslet överhettas och frigörs ur
sin kapsling. Man strävar givetvis efter att
genom reglerings- och säkerhetsmekanismer hindra
en sådan olycka och många reaktorer har en stor
inherent säkerhet, som gör att de under de flesta
omständigheter själva begränsar sin effekt,
innan farliga värden uppnåtts.
För att skydda sig mot följderna av att större
aktivitetsmängder kommer ut i omgivningarna
vid en dylik olycka, placerar man ofta reaktorn
i en gastät byggnad med så starka väggar, att den
beräknade tryckökningen vid en olycka kan
tolereras. Den gastäta byggnaden kan ej göras
hundraprocentigt tät, varför stora reaktorer
ändå kan behöva placeras på något avstånd från
bebyggelse, så att följderna av en olycka med
säkerhet kan begränsas5.
Samma följder som vid en överhettning kan
uppträda vid brand i reaktoranläggningen eller
genom militära åtgärder. Detta talar starkt
fölen underjordisk placering av kraftproducerande
reaktorer. Anläggningen vinner också i täthet,
då de kalla bergväggarna eller jordtäckningen
ger ytterligare säkerhet, genom att utläckande
aktivitet till stor del kondenseras eller binds på
sin väg upp till markytan.
Risker vid kemisk bearbetning
av använt bränsle
Liksom vid reaktorer är de interna riskerna vid
kemisk bearbetning av använt bränsle de
svåraste. De externa riskerna tvingar fram en
speciell teknik ined tjocka strålskydd av betong eller
bly mot /-strålning samt fjärrmanövrerad
apparatur, varvid man observerar de utförda
operationerna genom blyglasfönster eller
vattenlösningar av tunga ämnen t.ex. zinkbromid, när
man inte använder televisionsteknik för att följa
vad som händer inom de strålskyddade cellerna.
Dessa skyddsåtgärder mot extern strålning är
visserligen kostsamma, men kan dock anordnas
utan alltför stora svårigheter.
De interna riskerna söker man bemästra genom
att arbeta med aktiva ämnen i slutna
apparatsystem eller, där detta ej är möjligt, i gastäta
<< prev. page << föreg. sida << >> nästa sida >> next page >>
